DE3923962A1 - Hochtemperaturreaktor - Google Patents
HochtemperaturreaktorInfo
- Publication number
- DE3923962A1 DE3923962A1 DE3923962A DE3923962A DE3923962A1 DE 3923962 A1 DE3923962 A1 DE 3923962A1 DE 3923962 A DE3923962 A DE 3923962A DE 3923962 A DE3923962 A DE 3923962A DE 3923962 A1 DE3923962 A1 DE 3923962A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- cooling gas
- bypass channel
- flow
- cooler
- cooling
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
Die Erfindung betrifft einen Hochtemperaturreaktor mit
wenigstens einem Reaktorkern, der mit Brennelementen versehen
ist und einen untenseitigen Kühlgaszutritt und einen
obenseitigen Kühlgasaustritt für die Durchströmung des
Reaktorkerns mit Kühlgas von unten nach oben aufweist.
Hochtemperaturreaktoren, die nach dem Prinzip des aufwärts
durchströmten Reaktorkerns betrieben werden, sind durch den
AVR-Versuchsreaktor der Kernforschungsanlage Jülich GmbH
bekanntgeworden. Dieses Prinzip wird auch bei dem HTR-100
angewendet, der für die Versorgung größerer Industriebetriebe
mit Strom und Wärme bestimmt ist. Beide Reaktoren besitzen
oberhalb des Deckenreflektors einen Dampferzeuger, in dem das
nach oben aus dem Reaktorkern ausströmende und erhitzte Kühlgas
- hierfür wird in der Regel Helium verwendet - seine Wärme an
einen Wasserdampfkreislauf abgibt. Der Wasserdampf kann dann
für gewünschte Zwecke verwendet werden.
Bei einer Reaktorabschaltung muß die dann noch entstehende
Wärme in einem kontrollierten Nachwärmeabfuhrbetrieb
zuverlässig abgeführt werden. Bei den vorgenannten
Hochtemperaturreaktoren bleibt die Aufwärtsströmung des
Kühlgases im Reaktorkern auf Grund von Naturkonvektion
erhalten. Die Wärmeabfuhr geschieht dann über den
Dampferzeuger. Bei Ausfall des Dampferzeugers bleibt nur die
Wärmeabfuhr durch Abstrahlung, Leitung und Konvektion. Bei
größeren Leistungseinheiten reicht dies jedoch nicht aus.
Bei Hochtemperaturreaktoren, deren Reaktorkern von oben nach
unten, d. h. abwärts durchströmt ist, werden separate
Nachwärmeabfuhr-Kreislaufsysteme vorgesehen (DE-PS 36 43 929).
Dieses System besteht aus einem vertikal angeordneten Steigrohr
und einem sich daran anschließenden, ebenfalls vertikal
angeordneten Fallrohr, das zu einem mit einem Absperrventil
versehenen Ausgang führt. Im oberen Teil des Fallrohrs ist ein
Kühler vorgesehen. Im Normalbetrieb wird dieses
Nachwärmeabfuhrsystem nicht durchströmt.
Bei Ausfall des Hauptgebläses im Primärkreislauf des Kühlgases
wird ein Hilfsgebläse in Gang gesetzt, das das Kühlgas von der
Unterseite des Reaktorkerns in die Steigleitung ansaugt, wo es
sich im Kühler des anschließenden Fallrohrs abkühlt. Auf diese
Weise wird ein Hilfskreislauf in Gang gesetzt, sofern der
Kühler im Fallrohr hoch genug sitzt und die Temperaturdifferenz
zwischen Steigleitung und Fallrohr groß genug ist. Nach
kurzzeitigem Betrieb wird das Hilfsgebläse wieder abgeschaltet
und eine Bypassklappe zur Umgehung des Hilfsgebläses geöffnet.
Auf Grund von Naturkonvektion hält sich der Hilfskreislauf des
Kühlmittels selbsttätig und in der geforderten Richtung mit
Abwärtsströmung im Reaktorkern trotz der dortigen Aufheizung
des Kühlgases aufrecht. Die Nachwärmeabfuhr geschieht über den
Kühler im Fallrohr.
Um den Nachwärmeabfuhr-Kreislauf auch bei einem Ausfall des
Hilfsgebläses sicherzustellen, ist unterhalb des Kühlers im
Fallrohr ein Gasstrahlgebläse vorgesehen, das von außerhalb des
Hochtemperaturreaktors gespeist wird, beispielsweise mit
Flaschengas. Hierdurch wird im Fallrohr ein Sog erzeugt, der
das Kühlmittel aus dem Reaktorkern in die Steigleitung und
anschließend durch den Kühler in das Fallrohr treibt. Das
Gasstrahlgebläse dient - wie das Hilfsgebläse - nur der
Initiierung des Nachwärmeabfuhr-Kreislaufs. Nach Beendigung der
Funktion des Gasstrahlgebläses stellt sich auch hier ein auf
Grund Naturkonvektion aufrechterhaltener Kreislauf ein.
Durch die Anordnung eines solchen Gasstrahlgebläses kann auf
das Hilfsgebläse verzichtet werden. Im allgemeinen wird jedoch
das Hilfsgebläse beibehalten, um eine Nachwärmeabfuhr auch bei
druckentlastetem Reaktor, bei dem die Kühlung des Reaktorkerns
allein durch natürliche Konvektion ungenügend ist,
sicherzustellen.
Das vorbeschriebene Nachwärmeabfuhrsystem hat wegen der
Anordnung einer Steigleitung, eines Fallrohrs, eines
Hilfsgebläses und eines Gasstrahlgebläses einen relativ
komplizierten Aufbau. Außerdem muß der Kühler im Fallrohr so
hoch angeordnet und so groß ausgelegt sein, daß die notwendige
Temperaturdifferenz zur Aufrechterhaltung des Nachwärmeabfuhr-
Kreislaufs auch tatsächlich erreicht wird. Hieran bestehen
deshalb erhebliche Zweifel, weil sich das Kühlgas bei der
Abwärtsströmung durch den Reaktorkern aufheizt und damit eher
die Tendenz hat, seine Strömungsrichtung in diesen Bereich
umzukehren.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein
Nachwärmeabfuhrsystem für Hochtemperaturreaktoren der eingangs
genannten Gattung bereitzustellen, das für eine zuverlässige
Nachwärmeabfuhr unabhängig dafür sorgt, für welche Zwecke das
Kühlgas verwendet wird.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß ein
Bypasskanal vorgesehen ist, dessen unteres Ende mit dem
Kühlgaszutritt und dessen oberes Ende mit dem Kühlgasaustritt
in Verbindung stehen, und daß in dem Bypasskanal ein Kühler zur
Abkühlung eines durch den Bypasskanal strömenden
Kühlgasteilstroms wenigstens im Nachwärmeabfuhrbetrieb
angeordnet ist.
Erfindungsgemäß ist also parallel zum Reaktorkern ein
Bypasskanal vorgesehen, durch den im Normalbetrieb ein
Kühlgasteilstrom von unten nach oben strömt. Dieser
Kühlgasteilstrom erhitzt sich nur unwesentlich und wird an dem
Kühler noch etwas abgekühlt. Er vereinigt sich dann im Bereich
des Kühlgasaustrittes wieder mit dem aus dem Reaktorkern
kommenden Kühlgas. Nach einer Reaktorabschaltung bleibt die
Aufwärtsströmung im Reaktorkern auf Grund von Naturkonvektion
erhalten. Dagegen kommt die Aufwärtsströmung des vergleichsweise
kalten Kühlgases in dem Bypasskanal zum Stillstand und kehrt
sich von selbst um, weil das Kühlgas im Bypasskanal auf Grund
der Naturkonvektion im Reaktorkern nach dorthin angesaugt wird.
Gleichzeitig tritt hierdurch ein Teil des im Reaktorkern
erhitzten Kühlgases im Bereich des Kühlgasaustrittes in den
Bypasskanal ein und wird dort durch den Kühler abgekühlt, d. h.
auch im Bypasskanal wird eine Naturkonvektionsströmung erzeugt.
Der Nachwärmeabfuhr-Kreislauf durch den Bypasskanal wird auf
diese Weise problemlos aufrechterhalten, denn die im Bypasskanal
erzeugte Naturkonvektion wird durch die im Reaktorkern bewirkte
Naturkonvektion unterstützt, d. h. die Naturkonvektionskräfte
wirken an beiden Stellen in Kreislaufrichtung. Es bedarf somit
weder für die Initiierung noch für die Aufrechterhaltung des
Nachwärmeabfuhr-Kreislaufs eines zusätzlichen Gebläses mit
Bypassklappe und/oder eines Gasstrahlgebläses, wie dies bei dem
Nachwärmeabfuhr-System für Kernreaktoren mit abwärts
durchströmtem Reaktorkern notwendig ist. Deshalb zeichnet sich
das erfindungsgemäße Nachwärmeabfuhr-System durch hohe
Funktionssicherheit und durch geringen konstruktiven Aufwand
aus.
Dies schließt nicht aus, daß zur Steuerung des Kühlgasteilstroms
im Bypasskanal zusätzlich Einrichtungen, wie z. B. Klappen,
Hilfsgebläse oder dergleichen vorgesehen werden, wenn dies
zweckmäßig ist, z. B. zur Unterstützung der Nachwärmeabfuhr bei
drucklosem Reaktor.
Es versteht sich, daß auch mehrere solche Bypasskanäle
vorgesehen sein können. Es liegt gleichfalls im Rahmen der
Erfindung, wenn im Bypasskanal nicht nur ein, sondern mehrere
Kühler angeordnet werden. Soweit hinsichtlich dieser
Einrichtungen in den Ansprüchen nur die Einzahl verwendet wird,
dient dies nur der sprachlichen Vereinfachung.
Vorzugsweise ist der Kühler im oberen Bereich des Bypasskanals,
also so hoch wie möglich, angeordnet, weil hierdurch die
Naturkonvektion im Bypasskanal gefördert wird.
Die Auslegung des Bypasskanals und des Kühlers hinsichtlich
Strömungswiderstand und Querschnitt sollte danach ausgerichtet
werden, daß im Nachwärmeabfuhrbetrieb ein hinreichend großer
Kühlgasteilstrom durch den Bypasskanal geht, um eine
ausreichende Nachwärmeabfuhrleistung zu gewährleisten, damit es
allenfalls zu einer unwesentlichen Temperaturerhöhung im
Reaktorkern kommt. Vorzugsweise sollte die Auslegung so
geschehen, daß im Nachwärmeabfuhrbetrieb maximal bis zu 5% des
gesamten Kühlgasmassenstroms im Normalbetrieb durch den
Bypasskanal strömt, wobei Werte von ca. 1 bis 2% schon
ausreichen. Im Normalbetrieb sollten maximal bis zu 10%,
vorzugsweise bis zu 5% des Kühlgasmassenstroms durch den
Bypasskanal gehen.
Von besonderem Vorteil ist, wenn der Kühler von einem
gasförmigen Kühlmedium durchströmt wird und der Transport
dieses Kühlmediums ebenfalls über Naturkonvektion erfolgt.
Solche Kühler sind an sich bekannt (J. Singh, H. Barnert,
H. Hohn, M. Mondry in STEAM GENERATOR CONCEPT OF A SMALL HTR
FOR REHEATING AND FOR REMOVEL OF THE RESIDUAL HEAT im
Tagungsbericht TECHNOLOGY OF STEAM GENERATORS FOR GAS-COOLED
REACTORS, März 1987). Bei Verwendung eines solchen Kühlsystems
ist das Nachwärmeabfuhr-System völlig passiv, d. h. seine
einzelnen Teile funktionieren ohne äußere Energiezufuhr nur auf
Grund der veränderten Bedingungen beim Abschalten des
Kernreaktors.
Bei der Anordnung des Bypasskanals in Bezug auf den Reaktorkern
muß darauf geachtet werden, daß der aus dem Bypasskanal
kommende Kühlgasteilstrom gleichmäßig, d. h. über den
Querschnitt verteilt in den Reaktorkern eintritt. Soweit es
sich um einen Reaktorkern mit kreisförmigen oder einem
ähnlichen Querschnitt handelt, sollten über dessen Umfang
verteilt mehrere Bypasskanäle vorgesehen sein. Von besonderem
Vorteil ist jedoch, wenn der Reaktorkern im Querschnitt
ringförmig ausgebildet ist und einen zentralen Bypasskanal
aufweist.
In der Zeichnung ist die Erfindung eines schematisch gehaltenen
Ausführungsbeispiels näher veranschaulicht. Sie zeigt in einem
Vertikalschnitt einen Hochtemperaturreaktor (1), wobei alle für
das Verständnis der vorliegenden Erfindung unwesentlichen
Bauteile weggelassen sind. In seinem Grundaufbau hat der
Hochtemperaturreaktor (1) einen im Horizontalschnitt
ringförmigen Reaktorkern (2), der eine Mittelsäule (3) umgibt.
Im Reaktorkern befindet sich eine Kugelschüttung (4) aus
kugelförmigen Brennelementen.
Der Reaktorkern (2) ist von einem Seitenreflektor (5), einem
Bodenreflektor (6) und einem Deckenreflektor (7) umgeben. Sie
bestehen sämtlich aus Graphitsteinen. Obenseitig wird der
Hochtemperaturreaktor (1) durch eine Deckenplatte (8) und
untenseitig durch eine Bodenplatte (9) abgeschlossen.
Der Reaktorkern (2) weist zwei Kühlgaszutritte (10, 11) und
zwei Kühlgasaustritte (12, 13) auf. Die Kühlgaszutritte (10,
11) verlaufen zunächst horizontal und biegen dann nach oben um,
wo sie über Durchströmkanäle (14, 15, 16, 17) durch den
Bodenreflektor (6) bis in den Reaktorkern (2) reichen. Die
Durchströmkanäle (14, 15, 16, 17) sind so ausgebildet, daß
durch sie keine Brennelemente nach unten herausfallen können.
Der Deckenreflektor (7) ist ebenfalls mit Durchströmkanälen
(18, 19, 20, 21) durchsetzt, die Teile der Kühlgasaustritte
(12, 13) sind. Diese führen horizontal nach außen heraus.
In der Mittelsäule (3) verläuft ein vertikakler Bypasskanal
(22). An seinem oberen Ende hat er Verbindung zu beiden
Kühlgasaustritten (12, 13), während er am unteren Ende zu den
Kühlgaszutritten (10, 11) offen ist. Am oberen Ende ist der
Bypasskanal (22) erweitert. Dort ist ein Kühler (23)
angeordnet, der auf der einen Seite mit einem Kühlmediumzutritt
(24) und auf der anderen Seite mit einem Kühlmediumaustritt
(25) verbunden ist. Als Kühlmedium wird Gas, beispielsweise
Stickstoff oder Helium verwendet. Der Transport des Kühlmediums
geschieht auf Grund von Naturkonvektion in einem
Kühlmediumkreislauf. Die anderen Teile dieses Kreislaufs sind
hier nicht näher dargestellt. Die konstruktive Gestaltung eines
solchen Kühlsystems auf der Basis von Naturkonvektion ist
jedoch im Stand der Technik bekannt.
Der vorstehend beschriebene Hochtemperaturreaktor (1) arbeitet
wie folgt.
Im Normalbetrieb strömt das von einem Hauptgebläse angetriebene
Kühlgas - entsprechend der durch die weißen Pfeile angegebenen
Richtung - über die Kühlgaszutritte (14, 15) in den
Hochtemperaturreaktor (1) ein. Auf Grund einer entsprechenden
Auslegung von Querschnitt und Strömungswiderstand im
Bypasskanal (22) strömt ein Hauptkühlgasmassenstrom über die
Durchströmkanäle (14, 15, 16, 17) in den Reaktorkern (2) ein
und durchströmt dann die Kugelschüttungen (4). Hierdurch wird
der mit ca. 400°C eintretende Hauptkühlgasmassenstrom - je
nach Auslegung - bis auf ca. 1000°C aufgeheizt. Über die
Kühlgasaustritte (12, 13) gelangt das so erhitzte Kühlgas nach
draußen und kann dann in nachgeschalteten, hier nicht näher
dargestellten Einrichtungen für verschiedene Zwecke genutzt
werden, beispielsweise für die Dampferzeugung, die
Prozeßwärmeanwendung oder die Energiegewinnung in einer
Heliumgasturbine.
Auf Grund der Verbindung mit den Kühlgaszutritten (10, 11) wird
ein Nebenkühlgasmassenstrom abgezweigt und strömt - ebenfalls
mit einer Temperatur von ca. 400°C - in den Bypasskanal (22)
nach oben. Dort trifft es auf den Kühler (23), wo es noch etwas
abgekühlt wird. Danach vereinigt sich dieser
Nebenkühlgasmassenstrom wieder mit dem aus dem Reaktorkern (2)
austretenden Hauptkühlgasmassenstrom und verläßt den
Hochtemperaturreaktor (1) über die Kühlgasaustritte (12, 13).
Sowohl die Strömung durch den Reaktorkern (2) als auch die
durch den Bypasskanal (22) wird somit durch die Zwangsumwälzung
mittels des Hauptgebläses im Primärkreislauf des Kühlgases
aufrecherhalten.
Nach einer Reaktorabschaltung - beispielsweise auf Grund des
Ausfalls des Hauptgebläses - ist diese Zwangsumwälzung
unterbrochen. Die Aufwärtsströmung im Reaktorkern (2) bleibt
jedoch erhalten, weil dem Kühlgas durch die Aufheizung in der
Kugelschüttung (4) eine Naturkonvektionsströmung von unten
nach oben aufgeprägt wird. Dagegen kommt die Aufwärtsströmung
des Nebenkühlgasmassenstroms im Bypasskanal (22) mangels
Zwangskräften und mangels Erwärmung von selbst zum Stillstand.
Auf Grund der von der Naturkonvektion im Reaktorkern (2)
ausgehenden Sogwirkung kommt es dann zwangsläufig zu einer
Umkehrung der Strömung im Bypasskanal (22), d. h. der
- vergleichsweise kühle - Nebenkühlgasmassenstrom im
Bypasskanal (22) strömt jetzt nach unten - entsprechend den
schwarzen Pfeilen -, vereinigt sich mit den
Hauptkühlgasmassenströmen im Bereich der Kühlgaszutritte (10,
11) und gelangt auf diese Weise in den Reaktorkern (2). Dies
wiederum bewirkt ein Nachströmen von Kühlgas aus den
Kühlgasaustritten (12, 13) in den Bypasskanal (22). Der mit
hoher Temperatur bei 1000°C eintretende Nebenkühlgasmassenstrom
wird am Kühler (23) abgekühlt, wodurch auch im Bypasskanal (22)
eine Quelle für Naturkonvektion - hier jedoch in
Abwärtsrichtung - gebildet ist. Es stellt sich - entsprechend
den schwarzen Pfeilen - eine sekundäre Kreislaufströmung ein,
wobei die Anordnung und Dimensionierung des Kühlers (23), die
Querschnittsgestaltung und der Strömungswiderstand des
Bypasskanals (22) so ausgelegt sind, daß im stationären
Nachwärmeabfuhrbetrieb ein Nebenkühlgasmassenstrom entsteht,
der etwa 1 bis 2% des gesamten Kühlgasmassenstroms beträgt.
Dies gewährleistet eine ausreichende Nachwärmeabfuhr ohne
wesentliche Temperaturerhöhung im Reaktorkern (2).
Was die Kühlleistung durch das zum Kühler (23) gehörende
Kühlsystem angeht, wird der Kühler (23) im Normalbetrieb mit
einer maximalen Temperatur von 400°C beaufschlagt. Diese
Temperatur steht einer Zutrittstemperatur des Kühlmediums von
praktisch Umgebungstemperatur gegenüber, wobei die
Temperaturdifferenz für die Naturkonvektion im Kühlsystem
sorgt. Im Nachwärmeabfuhrbetrieb ist der Kühler (23) mit dem
erhitzten Nebenkühlgasmassenstrom mit einer Temperatur von ca.
1000°C beaufschlagt, was zu einer entsprechenden Aufheizung des
Kühlmediums im Kühler (23) führt. Hierdurch entsteht eine
gegenüber dem Normalbetrieb wesentlich höhere
Temperaturdifferenz, was zur Folge hat, daß der Massenstrom im
Kühlmediumkreislauf sich entsprechend erhöht. Dies wiederum
bewirkt einen entsprechend vergrößerten Wärmetransport aus dem
Nebenkühlgasmassenstrom über den Kühler (23) in das durch ihn
hindurchströmende Kühlmedium. Dies bedeutet, daß der Kühler
(23) wunschgemäß im Nachwärmeabfuhr-Betrieb besonders wirksam
arbeitet.
Das erfindungsgemäße Nachwärmeabfuhr-System arbeitet vollkommen
passiv und zeichnet sich deshalb durch hohe Funktionssicherheit
aus. Es ist völlig unabhängig von der Ausgestaltung und
Funktion der nachgeschalteten Einrichtung zur Nutzung der im
Kühlgas enthaltenen Wärmeenergie. Der erfindungsgemäße
Hochtemperaturreaktor (1) läßt sich deshalb auch dort
verwenden, wo im Primärkreislauf des Kühlgases keine
Dampferzeuger oder besondere Kühleinrichtungen vorhanden sind.
Claims (7)
1. Hochtemperaturreaktor mit wenigstens einem Reaktorkern,
der mit Brennelementen versehen ist und einen untenseitigen
Kühlgaszutritt und einen obenseitigen Kühlgasaustritt für
die Durchströmung des Reaktorkerns mit Kühlgas von unten
nach oben aufweist,
dadurch gekennzeichnet, daß ein Bypasskanal (22) vorgesehen
ist, dessen unteres Ende mit dem Kühlgaszutritt (10, 11)
und dessen oberes Ende mit dem Kühlgasaustritt (12, 13) in
Verbindung stehen, und daß in dem Bypasskanal (22)
wenigstens ein Kühler (23) zur Abkühlung eines durch den
Bypasskanal (22) strömenden Kühlgasteilstroms zumindest
im Nachwärmeabfuhrbetrieb angeordnet ist.
2. Hochtemperaturreaktor nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß der Kühler (23) im oberen
Bereich des Bypasskanals (22) angeordnet ist.
3. Hochtemperaturreaktor nach Anspruch 1 oder 2,
dadurch gekennzeichnet, daß Strömungswiderstand und
Querschnitte des Bypasskanals (22) so ausgelegt sind, daß
im Nachwärmeabfuhrbetrieb bis zu 5% des gesamten
Kühlgasmassenstroms im Normalbetrieb durch den Bypasskanal
(22) abwärts strömen.
4. Hochtemperaturreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 3,
dadurch gekennzeichnet, daß Strömungswiderstand und
Querschnitte des Bypasskanals (22) so ausgelegt sind, daß
im Normalbetrieb bis zu 10% des gesamten Kühlgasmassenstroms
durch den Bypasskanal (22) aufwärts strömt.
5. Hochtemperaturreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4,
dadurch gekennzeichnet, daß der Kühler (23) von einem
gasförmigen Kühlmedium durchströmt ist und der Transport
des Kühlmediums über Naturkonvektion erfolgt.
6. Hochtemperaturreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 5,
dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktorkern (2)
kreisförmigen Querschnitt hat und über seinen Umfang
verteilt mehrere Bypasskanäle vorgesehen sind.
7. Hochtemperaturreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 5,
dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktorkern (2) im
Querschnitt ringförmig ausgebildet ist und einen zentralen
Bypasskanal (22) aufweist.
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3923962A DE3923962A1 (de) | 1989-07-20 | 1989-07-20 | Hochtemperaturreaktor |
US07/553,088 US5061435A (en) | 1989-07-20 | 1990-07-17 | High-temperature reactor |
SU904830471A RU2018984C1 (ru) | 1989-07-20 | 1990-07-19 | Высокотемпературный ядерный реактор |
JP2189597A JPH0357999A (ja) | 1989-07-20 | 1990-07-19 | 高温原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3923962A DE3923962A1 (de) | 1989-07-20 | 1989-07-20 | Hochtemperaturreaktor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3923962A1 true DE3923962A1 (de) | 1991-01-31 |
DE3923962C2 DE3923962C2 (de) | 1993-02-18 |
Family
ID=6385420
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE3923962A Granted DE3923962A1 (de) | 1989-07-20 | 1989-07-20 | Hochtemperaturreaktor |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5061435A (de) |
JP (1) | JPH0357999A (de) |
DE (1) | DE3923962A1 (de) |
RU (1) | RU2018984C1 (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4106847A1 (de) * | 1990-03-26 | 1991-10-02 | Fuji Electric Co Ltd | Kugelhaufen-hochtemperatur-gasreaktor |
CN104198521A (zh) * | 2014-09-10 | 2014-12-10 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种超高温液态介质热对流实验回路 |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5309492A (en) * | 1993-04-15 | 1994-05-03 | Adams Atomic Engines, Inc. | Control for a closed cycle gas turbine system |
SE514718C2 (sv) * | 1999-06-29 | 2001-04-09 | Jan Otto Solem | Anordning för behandling av bristande tillslutningsförmåga hos mitralisklaffapparaten |
US7216833B2 (en) * | 2001-07-30 | 2007-05-15 | Iostar Corporation | In orbit space transportation and recovery system |
US9721679B2 (en) * | 2008-04-08 | 2017-08-01 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly adapted to permit expansion of the nuclear fuel contained therein |
KR100971914B1 (ko) * | 2008-10-14 | 2010-07-22 | 한국원자력연구원 | 초고온 가스로의 동심축 이중관형 고온가스관의 설계방법 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3773618A (en) * | 1968-02-07 | 1973-11-20 | Atomic Energy Authority Uk | Coolant systems for nuclear reactors |
DE2217057C2 (de) * | 1972-04-08 | 1982-09-09 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren |
DE3435255A1 (de) * | 1984-09-26 | 1986-04-03 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen |
DE3643929C1 (en) * | 1986-12-22 | 1988-04-28 | Kernforschungsanlage Juelich | Arrangement for residual heat removal for high-temperature reactors |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2719613C2 (de) * | 1977-05-03 | 1985-04-04 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Gasgekühlter Hochtemperatur-Kernreaktor |
-
1989
- 1989-07-20 DE DE3923962A patent/DE3923962A1/de active Granted
-
1990
- 1990-07-17 US US07/553,088 patent/US5061435A/en not_active Expired - Fee Related
- 1990-07-19 RU SU904830471A patent/RU2018984C1/ru active
- 1990-07-19 JP JP2189597A patent/JPH0357999A/ja active Pending
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3773618A (en) * | 1968-02-07 | 1973-11-20 | Atomic Energy Authority Uk | Coolant systems for nuclear reactors |
DE2217057C2 (de) * | 1972-04-08 | 1982-09-09 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren |
DE3435255A1 (de) * | 1984-09-26 | 1986-04-03 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen |
DE3643929C1 (en) * | 1986-12-22 | 1988-04-28 | Kernforschungsanlage Juelich | Arrangement for residual heat removal for high-temperature reactors |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
J. SINGH, H. BARNERT, H. HOHN, M. MONDRY: Steam Generator Concept of A Small HTR FOR Reheating And For Removal Of The Residual Heat, in: Tagungsbericht Technology Of Steam Generators For Gas-Cooled Reactord, Proceedings of the International Atomic Energy Agency, März 1987, S. 141-146 * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4106847A1 (de) * | 1990-03-26 | 1991-10-02 | Fuji Electric Co Ltd | Kugelhaufen-hochtemperatur-gasreaktor |
CN104198521A (zh) * | 2014-09-10 | 2014-12-10 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种超高温液态介质热对流实验回路 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2018984C1 (ru) | 1994-08-30 |
DE3923962C2 (de) | 1993-02-18 |
US5061435A (en) | 1991-10-29 |
JPH0357999A (ja) | 1991-03-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2445553C3 (de) | Einrichtung zum Abführen der Restwärme aus einem Natrium-gekühlten schnellen Brutreaktor | |
EP0526816B1 (de) | Gas- und Dampfturbinenkraftwerk mit einem solar beheizten Dampferzeuger | |
DE3435255A1 (de) | Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen | |
EP0039016A1 (de) | Hochtemperaturreaktor in Modul-Bauweise | |
DE2826315C3 (de) | Kernreaktoranlage zum Erzeugen von Prozesswärme | |
DE3923962A1 (de) | Hochtemperaturreaktor | |
CH672965A5 (de) | ||
EP0199251B1 (de) | Abhitzedampferzeuger | |
DE2455508A1 (de) | Anlage zum erzeugen von wasserstoff durch ausnutzen der in einem gasgekuehlten hochtemperaturreaktor gewonnenen waermeenergie | |
DE2411039C2 (de) | Kernkraftwerk mit geschlossenem Gaskühlkreislauf zur Erzeugung von Prozeßwärme | |
DE3212266C1 (de) | Kernreaktoranlage | |
DE1589749A1 (de) | Einrichtung zum Schutz einer in unmittelbarer Naehe einer Hochtemperatur-Heizquelle vorgesehenen Schale | |
DE2455507C2 (de) | Prozeßwärmeanlage zur Erzeugung von Wasserstoff mit Hilfe der Wärme aus einem Hochtemperaturreaktor | |
EP0224050B1 (de) | Kohlegefeuerter Dampferzeuger für Kohle-Kombiblock | |
DE3212264A1 (de) | Anlage zur nuklearen erzeugung von waerme und zu deren weiterverwendung in waermeaufnehmenden apparaten | |
DE3226300C2 (de) | ||
DE2639877A1 (de) | Gasturbinen-kraftanlage mit geschlossenem gaskreislauf | |
WO2009021861A2 (de) | Dampferzeuger | |
DE2143026C2 (de) | Kraftwerk mit einem Wärmeerzeugungs-Kernreaktor | |
DE3643929C1 (en) | Arrangement for residual heat removal for high-temperature reactors | |
DE3204813C2 (de) | ||
DE2732774A1 (de) | Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor | |
DE3819485C1 (en) | Nuclear reactor installation, comprising a high-temperature small reactor, a helium/helium heat exchanger and a helium/water heat exchanger, and method for its operation | |
DE3446101A1 (de) | In einem stahldruckbehaelter untergebrachte kernreaktoranlage mit einem gasgekuehlten ht-kleinreaktor | |
DE1614620C3 (de) | Kernkraftwerk mit CO tief 2 - Kühlung |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |