SE435432B - Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten - Google Patents

Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten

Info

Publication number
SE435432B
SE435432B SE8102000A SE8102000A SE435432B SE 435432 B SE435432 B SE 435432B SE 8102000 A SE8102000 A SE 8102000A SE 8102000 A SE8102000 A SE 8102000A SE 435432 B SE435432 B SE 435432B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
reactor
water
basin
shut
pressure
Prior art date
Application number
SE8102000A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8102000L (sv
Inventor
K Hannerz
Original Assignee
Asea Atom Ab
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 Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE8102000A priority Critical patent/SE435432B/sv
Priority to FR8203587A priority patent/FR2502828B1/fr
Priority to DE19823210745 priority patent/DE3210745A1/de
Priority to US06/361,641 priority patent/US4526742A/en
Priority to ES510918A priority patent/ES8403655A1/es
Priority to GB8209106A priority patent/GB2098786B/en
Priority to JP57050890A priority patent/JPS57175293A/ja
Priority to CA000399693A priority patent/CA1173570A/en
Priority to IT67412/82A priority patent/IT1162801B/it
Publication of SE8102000L publication Critical patent/SE8102000L/sv
Publication of SE435432B publication Critical patent/SE435432B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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

1op 55 8102000-0 tillförda bassängvattenmängden ökar, för att bli lika med noll när den till reaktorkärlet tillförda bassängvattenmängden motsvarar gaskuddens volym.
Detta innebär att en övervägande del av de i hjälplmetsen vid normal reaktor- drift befintliga flödesüivande medel icke har någon förmåga att driva vatten genom hârden under någon nämnvärd del av det tidsrum då. hárdens resteffekt fortfarande relativt stor, t ex större än 50 % av sitt maximivärde.
Vid en reaktor enligt uppfinningen avser man att eliminera ovannämnda nack- delar. Detta uppnås genom att den tryckskillnad som verkar i hjälplcz-etsen till största. delen åstadkommas med hjälp av minst ett flödesdrivande medel som i motsats till cvamfämnaa. gaskudde kan upprätthålla tryckskillnaden i hjälpkretsen i huvudsak oberoende av volymen av den till reaktorkärlet till- i förda bassängvattenmängden.
Vad som kännetecknar uppfinningen framgår av nedanstående patentkrav.
Uppfinningen skall i det följande beskrivas under hänvisning till figur 1, 2, 3, 4, S, 6 och 7 på. bifogade, schematiska ritningar. i Fig 1 och fig 2 visar en första utföringsform av en realctoranläggníng enligt uppfinningen, under det att fig 1 viser ett vertikalsnitt längs I-I på. fig 2, och fig 2 visar ett horisontalsnitt längs II-II på. fig 1. Fig 3 viser en andra utföringsform av uppfinningen i vertikalsnitt genom reaktorhärden. Fig 4 visar en elektrisk ekvivalent till den beskrivna kända reaktorn, medan fig 5, 6 och 7 visar elektriska ekvlvalenter till olika utföringsformer av en :reaktor en- ligt uppfinningen.
På fig 1 och 2 betecknar 1 en bassäng, som är utförd i betong och dimensioner-ad för ett inre tryck på minst 5 bar, företrädesvis för ett tryck på minst 15, t ex 70 bar. Bassängen 1 har ett metalliskt foder 1' med ett intilliggande i betongen inbäddat kylrörssystem 2, och försedd med ett bassänglock 1", och innesluter tillsammans med detta ett bassängutrymme 5, som till största delen upptas av borerat vatten och som dessutom innehåller en gaskudde 4, en innertarxk 5, en av dennas väggar omsluten reaktortank 6, tre U-formiga ång- generatorelement 7 och en anordning 8 för lagring av använt bränsle. Reaktor- tanken 6 är hopsatt av tre med varandra hopflänsade delar, nämligen en nedre del 6', en mellandel 6" och en övre del 6"'.
Reaktortaxxken 6 innehåller en reaktorhärd 9 med ett flertal vertikala bränsle- patroner 9'. Harden 9 är omsluter. av ett cylindriekt híZ-lje 10, som är öppet i båda ändarna. Höljet 10 är vid sin överkant, försett med en i ett horisontel- 55 8102000-0 plan liggande utvändig fläns, vars ytterkant är fästad vid överkanten av reaktortazxkens nedre del 6'. Ovannämda fläns är försedd med-ett flertal genomgående, cirkulära hål, vilka. är anordnade efter varandra i periferiell led och försedda med var sin ringformiga elastiskt eftergivande tätninga- anordning 11. Ett i förhållande till reaktortazikdelen 6" koaxiellt anordnat grenrör 12 har vid sin nedre ände ett flertal grenar 13, vilka är irzförda i mellanmmmet 14 mellan den nedre reaktortazzkdelen 6' och höljet 10 genom var sin tätningsanordning 11. Grenrörets 12 övre ände omsluter tätande en nedre, 'öppen ände hos en i huvudsak hålcylindrisk kropp 15, som är tillsluten i sin övre ände och som med ett i huvudsak hå-lcylindriskt mellanrum 15' om- sluter en mindre, i huvudsak hålcylindrisk kropp 16, vars övre ände är hydrau- liskt ansluten till ingångssidan hos en cirkxzlationspump 17 och vars nedre. i övrigt tillslutna. ände är försedd med tre flexibla inloppsstutsar 18, vilka trycktätt är förda genom den cylindriska väggen hos den omgivande kroppen 15 och löstagbart hopkopplade med var sin stuts 18' i väggen hos den övre reaktor- tankdelen 6"'. Var och en av stutsarna 18' är i sin tur fastflänsad vid en utloppsstuts 18" tillhörande prixnärlnetsen hos ett ånggeneratorelement 7, var- vid den hålcylindríska kroppen 16 utgör en inloppeledning som förbinder reak- tortarzkens inloppskannnare med en värmeväxlare, som utgöres av de tre ånggene- ratorelementen 7. Inloppskammaren utgöres av det mellan de hålcylindriska kropparna 15 och 16 avgränsade utrymmet, tillsammans med utrymmet 14 och det i grenröret 12 befintliga utrymmet 12'. Reaktorkärlet har en utloppskainmare 19, som utgöres av det mellan grenröret 12, inklusive grenarna 15, och reaktortanlc- delen 6" avgränsade utrymmet tillsammans med det utrymme som avgränsas mellan den övre realctortaxakdelen 6"' och den hålcylindriska. kroppen 15. Den övre reaktortazdcdelen 6"' har tre utloppsstutsar 29, vilka via var sin utloppsled- ning 50 är ansluten till var sin inloppsöppning hos var sitt ånggeneratorele- ment 7. Den håloylindriska kroppen 15 har en övre hålcylindrisk del 15", som är införd i en genomgående central öppning som är utformad i bassängens betong- lock 1". Den övre delen 15" är utvändigt avtätad gentemot locket 1" med hjälp av en bälglilcrxande metallicropp 20, som är fastsvetsad mellan den övre delen 15" och en i betonglocket 1" ingjuten metallring. Ett flertal vid delen 15" fast- svetsade ben 21 uppbär en pumpmotor 22, som är förbunden med pumpen 17 via en axel som passerar genom en axeltätning 25 avsedd att täta för tryckskillnaden mellan reaktortryck och atmosfäriskt tryck. Överst i bassängen finns en gaskudde 4 i form av innesluten vattenånga. Gas- kudden 4 står i förbindelse med en ångpanna 24, som är försedd med tryclcregu- lator. Gränsytan mellan gaskudden 4 och bassängvattnet är betecknad med 25, 8102000-0 och gränsytan mellan gaskudden 4 och det i reaktortarzlcen 6 befintliga vattnet är beteckna-d med 26. Hålcylindrar 27 resp 28 av bikaksmaterial med vertikala kanaler är anordnade längs en vertikal sträcka, inom vilken nämnda gränsytor kan tänkas förflytta sig. Vid normal reaktordrift är nivåskillnaden mellan gràlnsytorrza 25 och 26 mindre än 50 %, företrädesvis mindre än 20 %,w av avstån- det mellan reaktortaxnkens övre öppna ände och reaktorhärdens överkant, och nivån 25 kan ligga högre än nivån 26 eller omvänt, eller nivåskillnaden kan vara lika med noll.
Inloppskamnarens 12' nedre del 14 står via ett flertal i reaktordelens 6' botten anordnade munstycken 51 och via ett till dessa anslutet rör 52 i hydrau- lisk förbindelse med en vertikal inloppstrumma 55, som vid sin nedre ände har en inloppsöppning 55' för bassäng-vatten. Inloppstrxmnnan 55 är fylld med bikaks- material och innehåller alltså i princip ett stort antal tunna parallellkopp- lade, vertikala rör.
Cirkulationspumpen 17 är försedd med en shuntkrets genom att en hydraulisk för- 'oindelse är anordnad mellan hålcylindrarna 16 och 15 i form av en fshuntventil 34- Realctortanken 6, ånggeneratorelementen 7 samt de mellanliggande förbindelse- ledningarna är utvändigt försedda med ett värmeisolerande skikt 60, t ex i form av en vattenfylld metallvävnad, så. att bassángvattnets temperatur vid normal reaktordrift är minst 10000 lägre än temperaturen hos det från reaktorkärlets utloppskannnare 19 utströmmande reaktorkylvattnet, vilket __ innebär att dettas specifika vikt är väsentligt lägrefänfoassängvattnets spe- cifika vikt. Det tryck, som utövas av en 'bassängvattenpelare är alltså. högre än det tryck som motsvarar en lika hög lqrlvattenpelare. Hos den på fig 1 och 2 visade reaktorn är nivåskillnaden mellan den mot gaskudden 4 angränsande lqrl- vattexgytan 26 och reaktorhärdens nedre ände så stor, att tryckskillnadennellan en bassängvattenpelare, vars höjd är lika med nämnda nivåskillnad, och en lika hög kylvattenpelare vid normal reaktordrift utgör eznövervägande del av tryck- fallet över reaktorhärden.
Vid den på. fig 1 och 2 visade reaktorn är det genom härden strömmande kyl- vattenflödet injusterat med hjälp av shuntventilen 54 på sådant sätt, att tryck- fallet över reaktorhärden vid normal reaktordrift är lika med differensen mel- lan ett tryck som motsvarar en 'bassängvattenpelare från härdens nederkant till grärzs, tar. 25, och ett tryck som motsvarar en kylvettenpelare från bärdens nederkant till gränsytan 26. Den av densitetsskillnaden för-orsakade tryckskill- naden mellan 'bassängvattenpelaren och Iwlvattenpeleren är vid den på. fig 1 och 8102000-0 2 visade reaktorn något större än tryckfallet över reaktorhärden vid önskad lcylvattenfllöde. Bassängens och reaktorns vertikala dimensioner är alltså. något större än det som strängt taget behövs. I syfte att uppnå. balans mellan ovannämnda. tryckfall och tryckdifferensen mellan de båda vattenpelarna har man därför gjort den lättare av de båda vattenpelarna något längre än den andra, vilket innebär att tryckskillnaden mellan de båda vattenpelaina blir något mindre än det värde man skulle ha fått vid en och samma nivå. för gräns- ytorna 25 och 26.
Vid den visade reaktorn utgör skillnaden mellan det tryck som utövas av en tänkt bassängvattenpelare av samma höjd över här-dens nedre kant som den i utloppskammaren 19 befintliga lqrlvattenpelaren, och det tryck som utövas av dem1a lqvlvattenpelare mer än 100 7% av tryekfallet över reaktorhärden vid nor- mal reaktordrift, t ex 110 % av detta tryckfall. Av ekonomiska skäl bör denna procentsats generellt vara mindre än 140 7% hos en reaktor enligt uppfinningenyeftersom man annars skulle få. helt oacceptabla vertikala dimen- sioner på. bassäng och reaktorkärl. Ä andra. sidan kan en reakto av samma typ som den på. fig 1 och 2 visade utföras med relativt små vertikala dimensioner på bassäng och reaktor- tank, varvid skillnaden mellan det tryck som utövas av en bassängvattenpelare och det tryck som utövas av en lika hög kylvattenpelare blir mindre än det som erfordras för att balansera tryckfallet över reaktorhärden vid nomal reaktordrift. För att balans skall kunna uppnås ökar man i ett dylikt fall skillnaden mellan det av ovannämnda bassängvattenpelare utövade tmcket och det av ovannämnda kylvattenpelare utövade trycket genom att förstnämnda pelare göres längre än den senare, dvs genom att gränsytan 26 anordnas på. en nivå som ligger lägre än g-änsytan 25. Kylvattenpelsren göres emellertid alltid så. hög att skillnaden mellan det tryck som utövas av en lika. hög bassängvattenpelare och det tryck som utövas av kylvattenpelaren motsvarar mer än 60 ät av tryck- fallet över reaktorhärden vid normal reaktordrift, företrädesvis mer än 80 7:! av detta.
Genom att reaktorkärlet 6 har en nedre öppninå 53' där bassäng-vattnet kan strömma in och en övre öppning vid gränsytæa 26 där reaktorlqrlvatten kan strömma ut i bassängen, ingår reaktorhärden inte endast i reaktorns primär- kylkcets utan även i en pneumatisk-lfzydraulisk nödavställningslcrets, i vilken bassängens starkt borerade vatten ingår. Nödavställningslmetsen innehåller i övrig-t inloppstrumman 35 med tillhörande rör 32, mwmstyckena 31, inlopps-kanmza- rens 12' nedre parti, utloppsxammaren 19 och gaskudden 4. I nödavställnings- kretsen utgör kombmationen av en i reaktorkärlet befintlig ständigt varm 55 8102000-0 vattenpelare och en utanför detta befintlig ständig kall vattenpelare ett flödesdrivande medel. Detta verkar med en flödesdrivande förmåga, dvs med en tryckskillnad, som ökar under nödavställzfingsförloppet, eller åtminstone hålles i huvudsak konstant oberoende av storleken på den drivnavattenmàingden.
Vid normal reaktordrift balanseras ovannämnda, i nödavstängmingslcretsen ver- kande tryckskillnad av tryckfallet över reaktorhärden, och ingen transport av bassäng-vatten till reaktorns primärlqrlhets äger rum. Om lcylvattenflödet genom realctorbärden skulle reduceras p g a något fel i reaktorns jarimärlqfl- hets, t ex bristande pumpfunktion, får tryckfallet över reaktorhärden ett lägre värde och kan inte längre balansera nödavstälhfingslcretsens flödesdri- I vande tr-yckskillnad, varför bassäng-vatten strömmar in ænom öppningen 33' . Om i den av bristande pumpfunlrtion förorsakade reduktionen av tryckfallet över hárden är större än det tryck som kan utövas av en lqvlvattenpelare av samma höjd som den äng-fyllda delen av utloppskammaren 19, kommer ett vattenflöde att lämna reaktorkärlet vid utloppskammarens överkant, medan ett lika stort bassäng- vattenflöde strömmar in genom inloppsöppnixxgen 339., Detta blir relativt litet vid små. avvikelser från normal cirkulation i reaktorns primärkylkrets och. relativt stort vid stora avvikelser, och det drives av en tryckskillnad, som gör sig gällande i nödavställningslccetsen och som endast betingad av densi- tetsskillnaden mellan det relativt kalla., i bassängen befintliga vattnet och det relativt varma i reaktorkärlet befintliga vattnet. Vid bristande cirkula- tion i primärflödeslcretsen är densitetsskillnaden större än vid normal reaktor- drift.
Om t ex pumpmotorn 22 stannar, sjunker realctoreffekten till ett belopp, som motsvarar resteffekten redan innan den i härden befintliga vattenmängden har fått sannua borinnehåll som en motsvarande mängd bassäng-vatten.
Densitetsskillnaden mellan det i bassängen befintliga vattnet och det i reak- torkärlet befintliga vattnet kommer att vara minst lika stor vid resteffekt som vid normal reaktordrift, varför den flödesdrivande tryckskillnaden i avställning-slccetsen är minst lika stor vid resteffekt som vid normal drift, åtminstone så. länge en övervägande del av den ursprungliga vattenmängden finns kvar i bassängen. Bassängen utföres med en bassängvattenvolym, som är minst tre gånger, företrädesvis minst tio gånger, så stor som reaktortazflcens volym.
En fördel vid en reaktoranläggzxing- enligt uppfinningen är att nöâavställnings- kretsen vid höjd reaktor-temperatur kan utlosa avstäilning eller en reglerande åtgärd som en direkt reaktion på. temperaturhöjningen, medan man vid ovaxmäxnnda 8102000-0 kända reaktor endast lcunde få. en dylik reaktion indirekt, nämligen genom att ångblåsor bildade vid övertemperatur ger ökat hydrauliskt motstånd, varefter avställnilmskretsen i sin tur reagerade på otillräckligt vattenflöde. Om vattentemperaturen i reaktorkärlets utloppskammare 19 ökar hos den på fig 1 och 2 visade reaktorn, komer den av temperaturstig-ningsn förorsakade densi- tetsmínskningen att kompenseras av en motsvarande höjning av gränsytan 26.
Om vattentemperaturen överstiger ett visst tillåtet värde, som ligger under kckpunkten vid rådande reaktortryck, stiger gränsytan 26 till reaktorkärlets överkant, varefter avställningslcretsens drivande tryckskillnad överstiger tryckfallet över reaktorhärden och ett bassängvattenflöde strömmar in genom ínloppsöppningen SP. Detta flöde upphör endast om en temperatursänhzing, t ex p g a. det i reaktorn införda borerade bassäng-vattnet, inträffar. Om däremot temperaturstighingen fortsätter, ökar flödet av inströmmande bassäng- vatten.
Om en plötslig temperaturölcrzing äger rum i reaktorhärden kan en stark ângbild- ning i lcylvattnet inträffa, vilket innebär att det hydrauliska motståndet i härden och därmed tryckfallet över denna, ökar väsentligt. I den på fig 1 och 2 visade reaktorazzläggzfzingen är här-den och reaktortanken dimensionerade på sådant sätt, att den ökning av avställningsh-etsens flödesdrivande tryckskill- nad som förorsakas av den vid en ångbildning ökade densitetsskillnaden, är minst lika stor som den av denna ängbildxzing förorsakade av tryckfallet över realctorhärden.
Varje ånggeneratorenhet 7 har på sekundärsidan en utloppsledning 34 för ånga och en retur-ledning 35 för metarvatten. I ângledningsn 54 ingår ett rörparti 54' som är utfört som ett venturirör och dimensionerat på sådant sätt, att ång- hastigheten i venturirörets smalaste del vid normal reaktordrift utgör minst 40 9% av ljudhastiglaeten i ånga av samma tryck 'och temperatur som det i ut- loppskammaren befintliga vattnet. Eftersom ett genom en rörledning strömmande ângflöde inte kan bli större än ljudhastigheten, får man därvid en relativt låg övre gräns för det ångflöde som kan strömma ut om brott på ångledningen 34 skulle inträffa.
Om bassängen av något missöde skulle koma att utsättas för ett 'större tryck än det den är dzlmensionerad för, så att någon spricka. uppstår i bassäng- väggen, kan man räkna med att innertaxzlcen 5 fortfarande är intakt, eftersom denna aldrig kan utsättas för större tryck än det statiska vattentrycket.
Innertaaikens 5 volym utgör minst jC 96, företrädesvis miizså TC 74, av bassäng- volymen. 8102000-0 Beaktivitetskompensation sker vid den visade reaktoranläggçzaingen med borsyra.
Styrstavar i vanlig mening behövs inte. I stället har man en avställnirxgs- anordning som är avsedd att förse härden med absorbatorlczroppar vid längre tids avställning avmeaktorn och som även är effektiv som extra nödavstäng- ningssystem. Avstälhxingsanordrxingen har ett ovanför reaktortanken anordnat magasin 36 som är hopbyggt av ett stort antal vertikala, på ritningen ej visade magasinrör. Varje magasinrör innehåller ett stort antal horstålkulor.
Magasinet 36 kan vridas om en vertikal mittlinje medelst en genom bassäng- locket förd kraftöverföringsanordning 37. Vid reaktordrift hålles kulorna på. plats i magasinet med hjälp av en ej visad perforerad platta. På. plattans under-sida är ett flertal fördelningsrör 58 för borstållnzlorna anordnade med överändarna under var sitt hål i den perforerade plattan. Fördelningsrörens nedre ändar mynnar ut ovanför var sin bràïnslepatron 9' .
Varje hydraulisk förbindelse 18, 18', 18", 29, 50 mellan reaktortanken 6 och den av ånggeneratorelementen 7 bestående äng-generatorn är i sin helhet anord- nad ovanför en nivå. som ligger ovanför reaktorhärdens överkant, och vars av- stånd från denna motsvarar minst 20 %, företrädesvis mer än 35 fi av bassängens š maximala vattendjup. Om läckage skulle uppstå mellan primärsida. och sekundär- sida hos något av de tre ânggeneratorelementen 7, kan vatten komma att pressas ut genom äng-ledningarna 54 och returledningen 55. Genom att ovannämnda hydrau- “ liska förbindelser är anordnade ovanför ovannämnda nivå. kan ett dylikt läckage aldrig medföra att bassängvattnet sjunker under denna nivå.
Vid den på fíg 1 och 2 visade utföringsformen av uppfinningen finns det i nöd- avställnixxgslnretsen en drivande tryckskillnad som ger ett konstant eller ökande flöde i nödavställningslcretsen när tryckfallet över härden blir mindre än den drivande tzyckskillnaden. I stället för att åstadkomma en dylik tryckskillnad huvudsakligen genom att utmtja densitetsdifferens mellan bassäng- och reaktor- vatten, kan man alstra en övervägande del av tryckskillrnaden ifråga med hjälp av en särskild, för detta syfte avsedd pump, t ex som vid den pa fig 3 visade utföringsformen av uppfinningen.
På fig 3 'beteclmar 41 en som ett tryckkärl utförd bassäng, som är fylld med starkt borerat vatten och som innehåller en p reaktortanlc 42, som innesluter en reaktorhärd 45. Reaktorlfärlet 42 har en utloppskammere 44 och en inloppskamare 45, vilka tillsammans med härden 43, en utloppsledning 46, ett U-formígt ång- generatorelement 47, en cirkulationspump 48 och en inloppsledrxing 49 ingår i reaktor-ns primärlqflkrets. Åflnggenelatcrelemeatet å? är av s-*ma typ som 'let v ovan beskrivna elementet 7. Utloppskammaren 44 står vid sin övre ände i för- f bindelse med en gaskudde 50 i form av vattenånga som levereras av en ej visad i 8102000-0 ångpamna via ett tryckeättningsrör 51, varvid ett i huvudsak konstant tryck på. minst 5 bar upprätthålles i gaskudden 50.
Utloppskammaren 45 omfattar förutom ett nedanför härden befintligt utrymme 45' ett biutrymme 45", som vid sin nedre ände försett med en inloppsöppning 52 för bassängvatten och en cylindrisk kropp 55 av bikaksmaterial.
Inloppsledningen 49 delar sig i två. grenar 49' och 49", varvid en övervägande del av primärlqrlhetsens vattenflöde tillföras reaktorhärden 45 via grenen 49' och 'bíutrymmet 45". Grenen 49' har ett parti 54, som är utfört med relativt litet tvärsnitt och förbikopplat av en shuntlcrets 55 som är försedd med en reglerventil 56 med vars hjälp storleken av det till biutrymmet 45 levererade vattenflödet kan regleras. Biutrymmet 45" är förbundet med utrymmet 45' via ett som ett venturirör utfört rörperti 57' och bildar tillsammans med ett vid änden av grenen 49" utformat munstycke 57" en vattenstrålpm? 57.
Reaktorhärden 45, utloppslcsmsren 44, gsskudden 50, bassängutrymmet, .Lnlopps- öppningen 52, biutrymmet 45", rörpartiet 57 och utrymmet 45' bildar en nöd- avställningslmets, i vilken vattenstrålpxzmpen 57 ger en drivande tryokskillnad.
Vid normal reaktordrift balanseras tryckfallet över reaktorhärden 45 endast i mycket liten grad av den tryckslcillnad som motsvarar niváslcillnaden mellan gränsytorna 26' och 25' hos gaslmdden 50. Tryckfallet över reaktorhärden balanseras vid normal reaktor-drift i huvudsak av tryckalstrande medel som har förmåga att upprätthålla det alstrade trycket i huvudsak oberoende av om vattenflödets tideintepal är stor eller liten. Dessa medel utgöres dels av vattenpelare av olika densitet, dels av vattenstrålpznnpen 57. Tack vare denna kan man vid den på. fig 5 visade reaktoranlägmingen utföra bassäng och reaktor- tank med betydligt mindre vertikala dimensioner än vid den på fig 1 visade.
Vid onormal temperaturhöjning i reaktortanken, eventuellt först vid kolming om ovan nämnda vertikala dimensioner är relativt små, blir densitetsskillnaden så. stor att ett kontinuerligt flöde av bassängvatten kan strönma in genom in- loppsöppningen 52. Vid bortfall sv cirkulationspumpen 48 och därmed av vatten- strålpumpen 57 ger densitetsskillnaden omedelbart upphov till ett genom nöd- avställningshetsen strömmande flöde, och dettas storlek med öka-nde temperatur i reaktor-härdsm- I stället för vattenstrálpumpen 57 kan en reakto enligt uppfin- ningen förses med en pump, som drives av en särskild motor och alltså. fungerar oberoende av cirmlationspumpen 48. 8102000-0 Den på fig 4 visade elektriska. ekvivalenten motsvarar den kända, i patent- slcriften 7606622-4 beskriv-na. reaktorn, varvid de elektriska motstånden Rh och Rv motsvarar reaktorhärdens respektive värmeväxlarens hydrauliska. motstånd, medan generatorn GC motsvarar cirkulationspumpen och kondensatorn G den i reaktor-tanken befintliga luftkudden. Xondensatorn C har en laddning som mot- svarar luftkuddene volym och en spänning som motsvarar luftkuddens vertikala utsträckning och som är lika med fallet E över motståndet Rh.
Den på fig 5 visade elektriska ekvivalenten motsvarar den på. fig 1 och 2 visade utföringsfomen av uppfinningen, om man förutsätter att nivâskillnaden mellan gränsytorna 25 och 26 är försumbar. Spänmïngsfallet E balanseras här av en generator G5, dvs av en s lla som i motsats till kondensatorn C kan upprätthålla sin spänning oberoende av den levererade elektricitete- mängden.
Den på. tig 6 visade ekvivalenten motsvarar en reakto enligt fig 1 och 2 där nivåskillnaden mellan gränsytorna 25 och 26 vid normal drift inte är försumbar, men ändå så liten, att motsvarande tryckskillnad endast mot- svarar en mindre del av tryckfallet över rsaktorlärden. Det för-utsättas att den spänningsom alstras av generatorn G6 utgör minst 60 få av spänningsfallet E. Den av generatorn G6 alstrade spänningen motsvarar den tryckskillnad som alstras i nödavställningslcretsen p g a densitetsskillnaden mellan det i bas- sängen och det i resktortanken befintliga vattnet.
.Den på. fig T visade ekvivalenten motsvarar den på. fig 5 visade reaktoranlägg- ningen, under det att nivåskillnaden mellan gränsytorna 25' och 26' förut- sättes försumbar. Den av generatorn G6 levererade spänningen motsvarar den av densitetsskillnaden alstrade tryckskillnaden, medan generatorn G7 har en, i t ex 10 % högre spänning som motsvarar den av vattenstràlpumpen 57 alstrade tryokskillnaden.

Claims (7)

8102000-0 PATENTKIIAV
1. Reaktoraxnläggadng med en i en reaktortazdc (6; 42) innesluten, vatten- fylld, med vertikala kylkanaler utförd reaktorhärd som är ansluten till en inloppskammare (12'; 45) och en utloppskamare (19; 44) för Iqflvatten, med en värmeväxlare (7; 47) eller liknande, med en bassäng (1; 41) som är fylld och trycksatt med neutronabsorberaazde vattenlösning, med minst en hydraulisk förbindning mellan värmeväxlaren och utloppskammaren, med minst en lmiraulisk för-bindning mellæx inloppskammaren och värmeväxlaren och med en i reaktorns primärkrets anordnad cirkulationspump (1'I; 48) som är anordnad att vid normal reaktor-drift ge ett Iqlvattenflöde genom härden, varvid reaktortanken är anordnad i bassängen, under det att in- loppskammaren och utloppskammaren står i förbindelse med bassängvätskan via en nedre (333 52) respektive övre avställningsöppning, varvid ett vertikalt avstånd kan mätas mellan nämnda avställningsöppningar, under det att reaktorhärden förutom att ingå. i primärkretsen även ingår i en av- ställningslcrets, som innehåller nämnda inloppskammare, nämde. nedre av- ställningsöppning, bassängen, nämnda övre avställningsöppning och nämnda utloppskammare, under det att nämnda. avställningskrets innehåller ett flödesdrivande system, som vid nämnda konstanta kylvattenflöde genom reak- torhärden ger en i avställningskretsen verkande tryekslzillnad som motver- kar och är i balans med tryckfallet över' reaktorhärden ochdârigenom för- mam- tillförsel av bassängvaeeka un aama, 1; a n n e - t e c k n a. d därav, att nämnda flödesdrivende system huvudsakligen ut-v göres av ett självcirkxllationssystem, Imder det att nämnda. realctorhärl vid nomal reaktordrift är fyllt med reaktorvatten längs en vertikal sträcka som utgör en övervägande del av nämnda vertikala avstånd och att medeltemperatur-en av nämnde. i bassängen befintliga vattenlöaning vid nor- mal ramsa-arm är ma: 1oo °c lägre än temperaturen av aat från nämnas utloppskammare (19) strömmande kylvattnet, samt att reaktor-vattnets nivå (26) vid nämnda övre avställningsöppning har sådan höjd i förhållande sin reakcorkylvattnefia niva via nämnas neare avazälmingaesppniag (zzu) att skillnaden mellan det tryck som utövas av en tänkt, med denna höjd utformad pelare av 'bassängens neutronabsorberande vattenlösning och det tryck som utövas av en tänkt, med sanna höjd utformad pelare av det i reaktortanken (6) befintliga lcylvattnet vid ovannämnda temperaturskillnad blir så stor, att denna tryckskillnad åtminstone utgör en övervägande del av nämde i avställningelmetsen verkande tryckskillnad." MÛZOÛO-G
2. Reaktoranläggzzing enligt patentkrav 1, k ä, n n e t e c L: n a. d därav, att i avställningslozetsen verkande flödesdrivande system innehåller en vattenpump (_57).
3. 5. Realctorarfläggaing enligt patentlcrav 1, k ä n n e t e c k n a. d därav, att samsas bassäng as sn 1 för-spana bstssg stressa tryskessk (1) som as sv- sedd att uthärda ett tryck på. minst 5 bar och att bassängen innehåller en i huvudsak cylindrisk, vertikal innertank (5) som är öppen i sin övre ände och har en volym som motsvarar minst 50 'ß av bassängvolymem, under det att inner- tankens cylindriska vägg är anordnad att omsluta reaktortanken och att till- sammans med 'bassäng-äggen avgränsa en i nuvudsak hålcylindrisk spalt, som kommunicerar med det övriga bassäzgutryzmnet vid innertankens (5) överkant.
4. Reaktoranläggning enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a. d därav, su; samtliga 1 samsas bassäng (5) befintlig-s partier hos nämnas inloppslsa- och nämnda utloppsledningßar) är anordnade ovanför realctorhärdens överkant och på. ett avstånd från denna som utgör minst W 96 av bassängens maximala vattendjup.
5. Reakto enligt patentknav1, k än ne t e c k n a d därav, att nämnda värmeväxlare är en i nämnda bassäng inneslu~ten ånggenerator (7), varvid en övervägande del av det genererade ångflödet är förd ut av bassängen via minst ett ångrör (34), som innehåller ett som ett venturirör utförtr, rör- parti (EM), som är dimensionerat med så. liten minidiameter att den maximala asghssngnsfiss i samsas sar-parti via ssfssi sssrusrasifv a: minst 0,4 gäss-ss ljudhastigixeten i vattenånga av samma tryck och temperatur som det i utloppe- ) kammaren befintliga vattnet ._ _
6. Reaktoranläggning enligt patentkrav 1, k 'al n n e t e c k n a d därav, att nämnda övre avställningsöppning och nämnda nedre avställningsöppning är försedda. med var sitt gradientlâs (28; 53) ixmehållande en mångfald bredvid varandra anordnade vertikala kanaler.
7. Heakto enligt patentkrav 1-,s lsvänn e t e c k n sld därav, ' att det i utloppskammaren befintliga. kylvattnet vid normal drift är skilt från bassängvattnet medelst en vid reaktortaxflsens övre ände anordnad gas- kllfide (4: 2G).
SE8102000A 1981-03-30 1981-03-30 Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten SE435432B (sv)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8102000A SE435432B (sv) 1981-03-30 1981-03-30 Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten
FR8203587A FR2502828B1 (fr) 1981-03-30 1982-03-04 Dispositif de securite pour assurer le refroidissement d'une installation nucleaire
DE19823210745 DE3210745A1 (de) 1981-03-30 1982-03-24 Reaktoranlage
US06/361,641 US4526742A (en) 1981-03-30 1982-03-25 Nuclear reactor plant
ES510918A ES8403655A1 (es) 1981-03-30 1982-03-29 Instalacion de reactor.
GB8209106A GB2098786B (en) 1981-03-30 1982-03-29 Nuclear reactor plant
JP57050890A JPS57175293A (en) 1981-03-30 1982-03-29 Nuclear reactor
CA000399693A CA1173570A (en) 1981-03-30 1982-03-29 Nuclear reactor plant
IT67412/82A IT1162801B (it) 1981-03-30 1982-03-30 Impianto di reattore nucleare

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8102000A SE435432B (sv) 1981-03-30 1981-03-30 Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SE8102000L SE8102000L (sv) 1982-10-01
SE435432B true SE435432B (sv) 1984-09-24

Family

ID=20343461

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8102000A SE435432B (sv) 1981-03-30 1981-03-30 Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4526742A (sv)
JP (1) JPS57175293A (sv)
CA (1) CA1173570A (sv)
DE (1) DE3210745A1 (sv)
ES (1) ES8403655A1 (sv)
FR (1) FR2502828B1 (sv)
GB (1) GB2098786B (sv)
IT (1) IT1162801B (sv)
SE (1) SE435432B (sv)

Families Citing this family (40)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE435981B (sv) * 1983-03-15 1984-10-29 Asea Atom Ab Inneslutningsanordning innehallande en betongkropp med ett kring en rotationsaxel anordnad, i huvud som en rotationskropp utformat inneslutningsutrymme med minst en i axiell riktning vettande oppning, samt ett lock som
SE439211B (sv) * 1983-09-28 1985-06-03 Asea Atom Ab Anordning for kylning av ett vermealstrande organ
SE8401711L (sv) * 1984-03-28 1985-09-29 Asea Atom Ab Tryckvattenreaktor innehallande en trycksatt basseng
US4654190A (en) * 1984-04-05 1987-03-31 Westinghouse Electric Corp. Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant
DE3425144A1 (de) * 1984-07-07 1986-01-16 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund In der kaverne eines druckbehaelters angeordnete kernreaktoranlage
CH664037A5 (de) * 1984-07-17 1988-01-29 Sulzer Ag Anlage mit einem nuklearen heizreaktor.
US4759899A (en) * 1984-08-29 1988-07-26 Ga Technologies Inc. Reactor with natural convection backup cooling system
ATE56302T1 (de) * 1984-09-05 1990-09-15 Georg Vecsey Verfahren fuer die passive weitergabe von waerme aus kernreaktoren und einrichtung zum betrieb dieses verfahren.
US4863675A (en) * 1984-10-04 1989-09-05 General Atomics Nuclear power system
US4666654A (en) * 1985-02-19 1987-05-19 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Boiling water neutronic reactor incorporating a process inherent safety design
DE3603090A1 (de) * 1986-02-01 1987-08-06 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung
JPS62284289A (ja) * 1986-06-02 1987-12-10 日本原子力研究所 原子炉
US4702879A (en) * 1986-06-11 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with passive safety system
SE8605418L (sv) * 1986-12-17 1988-06-18 Asea Atom Ab Reaktor
SE465591B (sv) * 1987-05-22 1991-09-30 Asea Atom Ab Aanggenerator med u-formade tubknippen att anvaendas i en tryckvattenreaktor
SE8703849L (sv) * 1987-10-06 1989-04-07 Asea Atom Ab Anordning foer begraensning av ett floede genom ett densitetslaas till en kaernreaktor
GB2219686B (en) * 1988-06-13 1993-01-06 Rolls Royce & Ass Water cooled nuclear reactors
JP2537538B2 (ja) * 1988-06-16 1996-09-25 株式会社日立製作所 自然循還型原子炉
GB8817394D0 (en) * 1988-07-21 1989-07-05 Rolls Royce & Ass Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors
IT1225690B (it) * 1988-09-15 1990-11-22 Ansaldo Spa Reattore nucleare a sicurezza intrinseca del tipo ad acqua in pressione
SE467028B (sv) * 1989-02-13 1992-05-11 Asea Atom Ab Anordning foer resteffektkylning av en kaernreaktorhaerd
SE468148B (sv) * 1991-03-11 1992-11-09 Asea Atom Ab Kaernreaktor daer en diffusor i cirkulationskretsen foer vatten
JPH0593794A (ja) * 1991-10-01 1993-04-16 Toshiba Corp ナトリウム冷却型高速炉
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors
US6269873B1 (en) * 1994-10-05 2001-08-07 Commissariat A L'energie Atomique Method for controlling heat exchange in a nuclear reactor
FR2725508B1 (fr) * 1994-10-05 1997-01-03 Commissariat Energie Atomique Dispositif de controle du flux de chaleur par vanne thermique
CN1141715C (zh) * 2001-09-21 2004-03-10 田嘉夫 包含自然循环的强迫循环冷却深水池核供热反应堆
US6813328B2 (en) * 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
US9330796B2 (en) * 2007-11-15 2016-05-03 Nuscale Power, Llc Stable startup system for a nuclear reactor
US9847148B2 (en) * 2011-03-30 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system
FR2985841B1 (fr) * 2012-01-18 2014-02-21 Technicatome Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
RU2501103C1 (ru) * 2012-07-24 2013-12-10 Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" Система охлаждения активной зоны и отражателя ядерного реактора бассейного типа
RU2497209C1 (ru) * 2012-07-24 2013-10-27 Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа
US20140072086A1 (en) * 2012-09-11 2014-03-13 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Method and system for measuring a spent fuel pool temperature and liquid level without external electrical power
RU2608826C2 (ru) * 2015-06-01 2017-01-25 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Устройство для пассивной защиты ядерного реактора
DE102016207832B4 (de) * 2016-05-06 2018-04-05 Areva Gmbh Passives Füllstandsregelsystem
RU2669010C1 (ru) * 2017-12-07 2018-10-05 Российская Федерация, от имени которой выступает ФОНД ПЕРСПЕКТИВНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ Бак металловодной защиты для охлаждения кессона
JP6876081B2 (ja) * 2019-03-04 2021-05-26 ダイキン工業株式会社 冷媒サイクル装置
EP3936789A4 (en) * 2019-03-04 2022-11-16 Daikin Industries, Ltd. ASSISTANCE SYSTEM
JP2020143800A (ja) * 2019-03-04 2020-09-10 ダイキン工業株式会社 冷媒サイクル装置

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL240560A (sv) * 1958-06-25 1900-01-01
FR1224251A (fr) * 1959-02-05 1960-06-23 Soc Indatom Perfectionnements aux réacteurs atomiques du type piscine
GB1049298A (en) * 1964-11-10 1966-11-23 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in nuclear reactors
US3393127A (en) * 1966-01-06 1968-07-16 Braun & Co C F Thermosiphon deep pool reactor
US3766007A (en) * 1970-03-31 1973-10-16 Inst Atomenergi Method for the control of a boiling water reactor and a boiling water reactor for performing said method
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment system
DE2217057C2 (de) * 1972-04-08 1982-09-09 Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren
US3993539A (en) * 1974-04-16 1976-11-23 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Method and device for measuring fluid flow
FR2283523A1 (fr) * 1974-08-30 1976-03-26 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire calogene du type piscine
SE391058B (sv) * 1975-06-10 1977-01-31 Asea Atom Ab Lettvattenkyld reaktor anordnad i en vattenfylld basseng
US4020693A (en) * 1976-04-12 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Acoustic transducer for nuclear reactor monitoring
CS203349B1 (en) * 1978-06-14 1981-02-27 Ladislav Fica Connection of circuits of contactless transmission of temperature indication from the fuel cassette of nuclear reactor
SE428611B (sv) * 1979-12-17 1983-07-11 Asea Atom Ab Nodkylningsanordning vid kokarvattenreaktor
US4367194A (en) * 1980-09-22 1983-01-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Emergency core cooling system

Also Published As

Publication number Publication date
ES510918A0 (es) 1984-03-16
DE3210745C2 (sv) 1993-05-13
IT8267412A0 (it) 1982-03-30
US4526742A (en) 1985-07-02
FR2502828B1 (fr) 1988-05-20
GB2098786B (en) 1984-09-26
IT1162801B (it) 1987-04-01
ES8403655A1 (es) 1984-03-16
DE3210745A1 (de) 1982-11-04
CA1173570A (en) 1984-08-28
JPH0332760B2 (sv) 1991-05-14
SE8102000L (sv) 1982-10-01
GB2098786A (en) 1982-11-24
FR2502828A1 (fr) 1982-10-01
JPS57175293A (en) 1982-10-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE435432B (sv) Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten
US4033814A (en) Thermogenic swimming-pool type nuclear reactor
US11120920B2 (en) Steam generator for nuclear steam supply system
US3151034A (en) Consolidated nuclear steam generator arrangement
US3182002A (en) Liquid cooled nuclear reactor with improved heat exchange arrangement
JP6232051B2 (ja) 原子力蒸気供給システム及び方法
US5112569A (en) Intrinsic-safety nuclear reactor of the pressurized water type
CN101884073A (zh) 用于核反应堆的浸没式安全壳
CN102282628A (zh) 反应堆容器冷却剂偏转屏障
US2743224A (en) Submerged reactor
CN107250664B (zh) 用于反应堆设备的卧式蒸汽发生器
KR20160096718A (ko) 납-냉각 고속 원자로를 구비한 원자로 시스템
US5513234A (en) Structural member for nuclear reactor pressure tubes
US5229067A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
WO2011130821A1 (en) Pressure-tube reactor with coolant plenum
US4761260A (en) Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
US11935663B2 (en) Control rod drive system for nuclear reactor
FI63128B (fi) Reaktoranlaeggning
CN201503005U (zh) 一次侧四腔室双向流动换热管压水堆蒸汽发生器
JPH03221893A (ja) 高温ガス炉
US20150170772A1 (en) Component cooling water system for nuclear power plant
JP7439263B2 (ja) 一体型原子炉
EP0162956A2 (en) Modular liquid metal nuclear reactor
JPH0426079B2 (sv)
EP0503552A1 (en) Shut-down system for nuclear water reactor

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8102000-0

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8102000-0

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8102000-0

Format of ref document f/p: F