FI83711B - Kaernreaktor. - Google Patents

Kaernreaktor. Download PDF

Info

Publication number
FI83711B
FI83711B FI840385A FI840385A FI83711B FI 83711 B FI83711 B FI 83711B FI 840385 A FI840385 A FI 840385A FI 840385 A FI840385 A FI 840385A FI 83711 B FI83711 B FI 83711B
Authority
FI
Finland
Prior art keywords
reactor
protective wall
vessel
pipe
reactor vessel
Prior art date
Application number
FI840385A
Other languages
English (en)
Swedish (sv)
Other versions
FI840385A0 (fi
FI840385A (fi
FI83711C (fi
Inventor
Leonard Robert Katz
Walter Edward Demarchais
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of FI840385A0 publication Critical patent/FI840385A0/fi
Publication of FI840385A publication Critical patent/FI840385A/fi
Publication of FI83711B publication Critical patent/FI83711B/fi
Application granted granted Critical
Publication of FI83711C publication Critical patent/FI83711C/fi

Links

Classifications

    • 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
    • G21C9/004Pressure suppression
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

1 83711
Ydinreaktori
Keksinnön kohteena on ydinreaktori, jossa on kuumaa pai-neenalaista väliainetta sisältävä reaktoriastia, jossa on sisääntulo- ja ulosmenoyhteet, joihin on hitsattu sisääntulo- ja ulosmenoputket reaktoriastian ollessa sijoitettu onteloon, jonka muodostaa astiaa välimatkan päässä ympäröivä tiivis, betoninen suojaseinämä.
Keksintö liittyy vedellä jäähdytettyjen ydinreaktoreiden yläosaa tukeviin ja ympäröiviin rakenteisiin ja laitteisiin. Onnettomuusanalyyseihin, joita Amerikan Yhdysvaltojen sätei-lyturvallisuusviranomaiset (Nuclear Regulatory Commission, NRC) edellyttävät ydinvoimala!tossuunnitelmilta, sisältyy j äähdytteenmenetysonnettomuus. Jäähdytteenmenetysonnettomuus on määritelty pääkiertopiirien putkiston äkilliseksi kehää pitkin valituissa kohdissa tapahtuvaksi giljotiini-katkeamaksi. Pääkiertopiirin laitteet on suunniteltava siten, että ne sietävät jäähdytteenmenetysonnettomuuden ilman, että reaktorisydämen jäähdytys keskeytyisi. Erikoisesti niissä komponenteissa, jotka osallistuvat hätäruiskutukseen, ohjaussauvojen laukaisuun ja reaktorisydämen mekaanisten ominaisuuksien säilyttämiseen, ei saa ylittää NRC- ja ASME-määräyksissä määriteltyjä "vauriokuormitusrajoja". Eräänä pääkiertopiirin putkiston kohtana, jossa jäähdytteenmenetysonnettomuuden mahdollisuus on huomioitava, on reaktoriastian yhteen ja yhteen suojarenkaan välinen hitsiliitos. Yhteen suojarengas on ruostumatonta terästä oleva rengas, joka on hitsattu hiiliteräsyhteeseen reaktoriastian valmistuspaikalla. Sen tarkoituksena on välttää kentällä suoritettavan kaksimetallihitsauksen tarve pääkiertoputkia reaktoriastian yhteisiin liitettäessä. Mahdollinen jäähdytteenmenetysonnettomuus yhteen suojarenkaan sijaintikohdassa merkitsisi reaktoriastian ja primaarisuojan välisen tilan tulemista paineenalaiseksi rikkoutuvan yhteen läheisyydessä. Tämä reaktoriastian tuleminen paineenalaiseksi aiheuttaa epäsymmetrisen kuormituksen reaktoriastiaan ja sen tukijärjestel- 2 83711 miin. Tämä tila aiheuttaa reaktoriastian tukianturoihin kuormituksia, jotka voivat ylittää vauriokuormitusrajat.
Esillä olevan keksinnön päätarkoituksena on siten saada aikaan reaktoriontelojärjestely, joka pienentää painevaiku-tuksia ja tuloksena olevia epäsymmetrisiä voimia, joita reaktoriastiaan kohdistuu murtumaonnettomuuden aikana.
Ratkaisuna on keksinnön mukaan alussa mainittua tyyppiä oleva ydinreaktori, jolle on tunnusomaista se, että reaktorin suojaseinämä rajaa sisääntulo- ja ulosmenoyhteiden ja -putkien alueella leveän rengasmaisen tilan, joka ympäröi reaktoriastiaa suojaseinämän sisäpuolella sisääntulo- ja ulosmenoputkien korkeudella, €ittä suojaseinämässä on tarkastusaukkoja, jotka johtavat suojaseinämän läpi rengasmaiseen tilaan vierekkäisten sisääntulo- ja ulosmenoyhteiden ja -putkien välisistä kohdista, mainittujen yhteiden ja putkien välisten hitsausliitosten sijaitessa rengasmaisessa tilassa siten, että ne voidaan tarkastaa vastakkaisilta sivuilta, että väliaineen virtaus mainittujen hitsausliitosten murtumakohdasta on järjestetty purkautumaan murtuman vastakkaisilla puolilla olevista tarkastusaukoista poispäin reaktoriastiasta ja että reaktorissa on välineet astiaa kohti suuntautuvan väliainevirtauksen estämiseksi.
Keksinnön mukainen järjestely vähentää reaktoriastiaan kohdistuvaa epäsymmetristä kuormitusta, joka aiheutuu reak-toriontelon epäsymmetrisestä paineistuksesta, joka seuraa yhden yhteen kohdalla tapahtuvasta jäähdytteenmenetysonnet-tomuudesta. Tuloksena on se, että putkimurtuman aikana suihku tulee johdetuksi poispäin reaktoriastiasta, mikä on aikaansaatu supistamalla putkimurtuman suihkun reaktoriastiaa kohti johtavia teitä ja muodostamalla avoimia kanavia poispäin reaktoriastiasta.
Keksintö ilmenee paremmin seuraavasta parhaana pidetystä suoritusmuodosta, joka on esitetty vain esimerkkinä oheisissa piirustuksissa, joissa: 3 83711 kuvio 1 on kaaviollinen päällyskuvanto tunnetusta reakto-riontelosta, kuvio 2 on kaaviollinen sivukuvanto tunnetusta reaktorion-telosta, kuvio 3 on kaaviollinen päällyskuvanto uudesta reaktorionte-losta, kuvio 4 on kaaviollinen sivukuvanto uudesta reaktorionte-lokonstruktiosta sisääntuloyhteen kohdalta, kuvio 5 on yksityiskohta kuviosta 4, kuvio 6 on kaaviollinen sivukuvanto uudesta reaktorionte-losta ulostuloyhteen kohdalta ja kuvio 7 on yksityiskohta kuviosta 6.
Tunnettu reaktoriontelon 4 järjestely on esitetty kuvioissa 1 ja 2. Reaktoriastiaa 1 ympäröi betoninen primaarisuojasei-nämä 2, joka on muotoiltu seuraamaan tarkasti reaktoriastian 1 muotoa.
Primaarisuojan 2 läpi kulkee kahdeksan putkikanavaa 3, joiden läpi pääkiertoputket 9 ja yhteet asennetaan. Putki-kanavan 3 ja putkieristyksen 5 ulkopinnan välillä on vain 5 cm väli. Primaarisuojan 2 läpi kulkee myös kahdeksan (joista yksi on esitetty) käytönaikaisen tarkastuksen aukkoa 6, joista yksi on kunkin yhteen yläpuolella, mahdollistamaan luoksepäästävyys käytönaikaista tarkastusta varten. Jokainen näistä aukoista 6 on suljettu poistettavalla betonitulpalla 7. Jäähdytetteenmenetysonnettomuuden tapahtuessa yhteen suojarenkaan hitsauksessa 8 putkikanava 3, käytönaikaisen tarkastuksen aukko 6 ja reaktoriontelo 4 tulevat paineen-alaisiksi seurauksena katkenneesta putkesta 9 poistuvasta suurenergiaisesta vedestä ja höyrystä. Höyry-vesiseoksen poistumistie kulkee ulos putkikanavan 3 kautta ja suojaseinämän 2 ja reaktoriastian 1 väliseen onteloon 4. Tämän transientin aiheuttama paineen nousu saavuttaa lopulta tasapainotilan ontelossa 4. Transientin ensimmäisen sekunnin aikana reaktorionteloon voi muodostua oletetun putkimurtuman sisältävän yhteen lähelle jopa 70 kg/cm^ suuruinen paine-huippu. Tämä painehuippu aiheuttaa astiaan 1 epäsymmetrisen * 83711 kuormituksen, joka voi saavuttaa jopa 4 000 000 kg voima-arvon.
Uusi reaktoriontelojärjestely, joka on suunniteltu reakto-riontelon paineongelman ratkaisemiseksi, on esitetty kuvioissa 3-7. Tämä uusi reaktoriontelojärjestely eroaa nykyisestä reaktoriontelojärjestelystä seuraavasti: 1. Reaktoriastiaa kiertää käytönaikaisen tarkastuksen suorittamista varten 94 cm leveä rengasmainen tila yhteiden korkeudella.
2. Kunkin yhteen yläpuolella olevat kahdeksan suurta käytönaikaista tarkastusta varten olevaa aukkoa 6 on korvattu kahdeksalla 75 cm läpimittaisella aukolla 6, jotka sijaitsevat kunkin yhdeparin välissä. Näitä aukkoja 6 ei ole suljettu minkäänlaisilla tulpilla 7.
3. Pääkiertoputken kanavaa 3 primaarisuojassa 2 on laajennettu ja sen poikkileikkausmuotoa on muutettu pyöreästä pitkulaiseksi.
4. Reaktoriastiaa 1 kiertää 35 cm paksuinen radiaalinen suojaseinämä 11 henkilöstön suojaamiseksi yhteen ja suoja-renkaan välisten hitsauksien käytönaikaisen tarkastuksen aikana rengasmaisessa tarkastustilassa 10.
5. Murskautumaton eristys 5 korvaa normaalin eristyksen 5 reaktoriastian 1 yhteen kohdalla ja putkikanavan 3 läpi kulkevan pääkiertoputken 9 osan päällä.
6. Jokaiseen laajennettuun putkikanavaan 3 on sijoitettu putkien hätätuet, jotka muodostuvat liikettä rajoittavista kiiloista 12.
Jäähdytteenmenetysonnettomuuden sattuessa yhteen ja suoja-renkaan välisessä hitsauksessa 8 pääkiertoputken 9 katkennut pää alkaa siirtyä normaaliasennostaan avaten aukkopinnan, 5 83711 jonka kautta suurienergiainen höyry-vesiseos purkautuu.
Kun putki on siirtynyt hätätukien salliman matkan, liikettä rajoittavat hätätuet 12 pysäyttävät putken pään minimoiden putken aukkopinnan. Höyry-vesiseos poistuu tällöin käytönaikaiseen tarkastustilaan 10 ja virtaa kehänsuunnassa tilassa kiertäen ja ylöspäin avoimien käytönaikaisten tarkastusaukkojen 6 kautta sekä ulospäin laajennettujen putkikanavien 3 läpi. Virtausta sisäänpäin astiaa 1 kohti avustaa säteen-suunnassa 35 cm suojaseinämän 11 ja murskautumattoman yhde-eristyksen 5 välinen kapea sovitusrako.
Yhdistelmällä, jossa rajoitetaan putken murtuman alaa, edistetään astiasta poispäin kulkevaa virtausta ja estetään astiaa kohti kulkevaa virtausta, reaktoriontelon 4 painetta voidaan rajoittaa jopa tekijällä 3-4 ja tämän seurauksena reaktoriastiaan 1 kohdistuvaa epäsymmetristä voimaa voidaan pienentää tekijällä 10.
Myös useat muut tämän konstruktion ominaisuuksista ovat huomionarvoisia. (1) Putken murtuma-alan rajoittamiseksi ja astiaa 1 kohti kulkevan purkausvirtauksen rajoittamiseksi putkien hätätuissa ja reaktoriastian yhteissä tarvitaan erikoiseristys. Tähän tarkoitukseen käytetään materiaalia, jolla on hyvä lämmönjohtavuus ja erinomainen murskautumislu-juus. (2) Käytönaikaisten tarkastusaukkojen 6 aukijättäminen putkimurtumasta poispäin kulkevan purkausvirtauksen edistämiseksi lisää säteilyä laitoksen toimiessa. Näiden aukkojen koon pienentäminen 75 cm kokoisiksi ja niiden sijoittaminen yhteiden välille eikä juuri yhteiden yläpuolelle pienentävät sopivasti näitä säteilyvaikutuksia. (3) Myös laajennettu pitkänomainen putkikanava 3 muodostaa toisen säteilyn kulkutien. Pääkiertoputken 9 sijoittaminen kanavan 3 pohjan puolelle aikaansaa veden täyttämän putken 9 muodostaman lisäsuojauksen, joka helpottaa tätä toista säteilyongelmaa.

Claims (5)

6 83711
1. Ydinreaktori, jossa on kuumaa paineenalaista väliainetta sisältävä reaktoriastia (1), jossa on sisääntulo- ja ulosmenoyhteet, joihin on hitsattu sisääntulo- ja ulosmeno-putket (9) reaktoriastian (1) ollessa sijoitettu onteloon (4), jonka muodostaa astiaa (1) välimatkan päässä ympäröivä tiivis, betoninen suojaseinämä (2), tunnettu siitä, että suojaseinämä (2) rajaa sisääntulo- ja ulosmenoyhteiden ja -putkien (9) alueella leveän rengasmaisen tilan (10), joka ympäröi reaktoriastiaa (1) suojaseinämän (2) sisäpuolella sisääntulo- ja ulosmenoputkien (9) korkeudella, että suojaseinämässä (2) on tarkastusaukkoja (6), jotka johtavat suojaseinämän läpi rengasmaiseen tilaan (10) vierekkäisten sisääntulo- ja ulosmenoyhteiden ja -putkien välisistä kohdista, mainittujen yhteiden ja putkien välisten hitsausliitosten sijaitessa rengasmaisessa tilassa siten, että ne voidaan tarkastaa vastakkaisilta sivuilta, että väliaineen virtaus mainittujen hitsausliitosten murtumakohdasta on järjestetty purkautumaan murtuman vastakkaisilla puolilla olevista tarkastusaukoista poispäin reaktoriastiasta (1) ja että reaktorissa on välineet (11) astiaa (1) kohti suuntautuvan väliainevirtauksen estämiseksi.
2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen ydinreaktori, tunnettu siitä, että kutakin sisääntulo- ja ulosmenoputkea (9) ympäröi mainitussa suojaseinämässä (2) poikkileikkaukseltaan pystysuunnassa pitkänomainen putkikanava (3) putkien (9) ollessa sijoitettu putkikanavan (3) alaosan läheisyyteen.
3. Patenttivaatimuksen 2 mukainen ydinreaktori, tunnettu siitä, että putkilla (9) on hätätuet, jotka muodostuvat pitkänomaisen putkikanavan (3) sisällä olevista aksiaalista liikettä rajoittavista kiiloista (12).
4. Patenttivaatimuksen 1, 2 tai 3 mukainen ydinreaktori, tunnettu siitä, että putkien (9) ympärille on sijoitettu murskautumatonta tyyppiä oleva eristys kanavan (3) sisällä oleviin putkien (9) osiin. 7 83711
5. Jonkin patenttivaatimuksista 1-4 mukainen reaktori, tunnettu siitä, että mainittuihin välineisiin reaktoriastiaa (1) kohti kulkevan virtauksen estämiseksi sisältyy suojaseinämä (11), jossa on osat, jotka ympäröivät läheisesti reaktoriastiaa (1) ja erikoisesti mainittuja putkia (9) ja yhteitä reaktoriastian (1) ja rengasmaisen tilan (10) välillä muodostaen kapean raon, joka rajoittaa virtausta rengasmaisesta tilasta (10) mainittuun reaktorionteloon (4). 8 83711
FI840385A 1983-02-01 1984-01-31 Kaernreaktor. FI83711C (fi)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US46285183 1983-02-01
US06/462,851 US4600553A (en) 1983-02-01 1983-02-01 Reactor cavity

Publications (4)

Publication Number Publication Date
FI840385A0 FI840385A0 (fi) 1984-01-31
FI840385A FI840385A (fi) 1984-08-02
FI83711B true FI83711B (fi) 1991-04-30
FI83711C FI83711C (fi) 1991-08-12

Family

ID=23838014

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FI840385A FI83711C (fi) 1983-02-01 1984-01-31 Kaernreaktor.

Country Status (13)

Country Link
US (1) US4600553A (fi)
JP (1) JPS59143995A (fi)
KR (1) KR840007796A (fi)
BE (1) BE898804A (fi)
CH (1) CH661999A5 (fi)
DE (1) DE3401575A1 (fi)
ES (1) ES8705146A1 (fi)
FI (1) FI83711C (fi)
FR (1) FR2542908B1 (fi)
GB (1) GB2135107B (fi)
IT (1) IT1173177B (fi)
PH (1) PH21431A (fi)
ZA (1) ZA84328B (fi)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2191328B (en) * 1986-05-30 1989-12-13 Bechtel Eastern Power Corp Integral reactor cavity seal/shield
EP0254963B1 (de) * 1986-07-28 1990-09-26 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einem metallischen Reaktordruckbehälter
IL105529A0 (en) * 1992-05-01 1993-08-18 Amgen Inc Collagen-containing sponges as drug delivery for proteins
CN106018138A (zh) * 2016-07-22 2016-10-12 中国核动力研究设计院 基于射流实验的保温结构碎片特性鉴定系统及其鉴定方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1948522C3 (de) * 1969-09-25 1978-05-24 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Sicherheitsvorrichtung für Druckbehälter von Atomkernreaktoren
BE793126A (fr) * 1971-12-23 1973-04-16 Siemens Ag Recipient sous pression pour reacteur nucleaire
DE2220486C3 (de) * 1972-04-26 1981-05-21 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Druckwasserreaktor
FR2214938B1 (fi) * 1973-01-23 1976-05-14 Commissariat Energie Atomique
DE2334773B2 (de) * 1973-07-09 1977-02-10 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Kernreaktoranlage
DE2338303C3 (de) * 1973-07-27 1978-06-29 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Atomkernreaktor
US4028176A (en) * 1973-09-17 1977-06-07 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear reactor installation
US4118276A (en) * 1974-08-16 1978-10-03 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh Conduit system for gases of high temperature and high pressure

Also Published As

Publication number Publication date
GB8401855D0 (en) 1984-02-29
DE3401575A1 (de) 1984-08-02
IT1173177B (it) 1987-06-18
ES8705146A1 (es) 1987-04-16
KR840007796A (ko) 1984-12-10
JPH0352840B2 (fi) 1991-08-13
GB2135107B (en) 1986-12-10
FR2542908A1 (fr) 1984-09-21
JPS59143995A (ja) 1984-08-17
FI840385A0 (fi) 1984-01-31
GB2135107A (en) 1984-08-22
ZA84328B (en) 1984-08-29
IT8419385A0 (it) 1984-02-02
BE898804A (fr) 1984-05-16
FR2542908B1 (fr) 1989-05-05
FI840385A (fi) 1984-08-02
US4600553A (en) 1986-07-15
PH21431A (en) 1987-10-15
CH661999A5 (de) 1987-08-31
ES529168A0 (es) 1987-04-16
FI83711C (fi) 1991-08-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5343506A (en) Nuclear reactor installation with a core catcher device and method for exterior cooling of the latter by natural circulation
US4644780A (en) Self-supporting pipe rupture and whip restraint
KR100754740B1 (ko) 변압기의 외함 파열 방지장치
US5000907A (en) Nuclear reactor with emergency cooling water injection device
JP6452732B2 (ja) 流量分配装置及び該装置を有する原子炉モジュール
JP2011523696A (ja) 原子炉圧力容器のための中性子遮蔽パネル
KR20110106850A (ko) 반응로 용기 냉각제 편향 차폐부
EP3846179A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor
FI83711B (fi) Kaernreaktor.
US3733760A (en) Reactor vessel
US8681922B2 (en) Pressurizer with a mechanically attached surge nozzle thermal sleeve
US3741167A (en) Sodium heated steam generator
KR20150002817A (ko) 액체 금속 냉각식 원자로용 연료 다발
US3741164A (en) Sodium heated steam generator
US5857006A (en) Chimney for enhancing flow of coolant water in natural circulation boiling water reactor
US5390219A (en) Device for trapping migrating bodies within the secondary circuit of a steam generator
US20130094623A1 (en) Safety/relief valve discharge line header in a boiling water reactor
CN107658031B (zh) 压水型核反应堆嵌套式组件
CA2080069C (en) Method of injection to or near core inlet
US4585053A (en) Heat exchanger for reactor core and the like
US4364417A (en) Pipe rupture restraint and jet shield diffuser assembly
US3812824A (en) Sodium-heated steam generator
US3374147A (en) Safety system for pressure tube reactors
RU2795981C1 (ru) Активная зона ядерного реактора
Katz et al. Improved reactor cavity

Legal Events

Date Code Title Description
MM Patent lapsed

Owner name: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION