WO1998024093A1 - Leichtwasserreaktor, insbesondere siedewasserreaktor sowie verfahren zur regulierung der reaktorleistung eines leichtwasserreaktors - Google Patents
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Definitions
- Light water reactor in particular boiling water reactor and method for regulating the reactor output of a light water reactor
- the invention relates to a light water reactor, in particular a boiling water reactor, with a reactor pressure vessel, a reactor core and a core jacket enclosing the reactor core, which core jacket is arranged within the reactor pressure vessel and has at least one inlet opening and one outlet opening for core coolant, and a method for regulating the reactor output of a light water reactor.
- the circulation of core coolant in particular cooling water in a light water reactor, for example a boiling water reactor or a pressurized water reactor, can take place in different ways.
- a natural circulation reactor the coolant is kept in a natural circulation due to a density difference between the coolant located in the reactor core and the coolant present in a backflow space outside the reactor core.
- the coolant is warmer than inside the backflow chamber and, in a boiling water reactor, is also considerably lighter due to the formation of vapor bubbles.
- circulation pumps are provided which, through their pumping action, cause the reactor core to flow through and thus cool the same.
- DE-AS 1 804 371 describes a sodium-cooled nuclear reactor which has fuel elements arranged in respective cooling channels for generating thermal energy.
- the flow through the cooling channels with the coolant, the sodium, is regulated individually by the respective flow controller. These are in the form of panels. The regulation takes place in such a way that all flow regulators are always operated simultaneously and in the same way. This is intended to counteract the burnup of the fuel elements, which takes place over a longer period of time, in order to adapt the power distribution in the reactor core to this burnup.
- the throughput control described relates exclusively to the direct control of the coolant throughput in the cooling channels of the fuel assemblies and aims to utilize the thermal energy of the fuel assemblies as fully as possible by taking into account the physical, in particular thermal, properties of the fuel assemblies that change over time.
- the special coolant supply with the aid of a bimetal, as described in US Pat. No. 4,588,549, or through attachments attached to the reactor core, as are known from German patent specification 1293929 and from EP 0389232 A2, serves the same goal.
- a throttle plate arranged in the middle of the reactor core and in European patent EP 0125325 B1 a throttle sleeve surrounding the control rods for limiting the flow of the coolant is described.
- the object of the invention is to provide a light water reactor, in particular a boiling water reactor, whose core coolant throughput can be changed quickly, reversibly and with simple means, so that a change, in particular a rapid reduction, of the reactor output is made possible.
- a method for regulating the reactor output is specified, which can be carried out independently of regulating the reactor output by moving control rods into the reactor core.
- the object directed to a light water reactor is achieved in that a light water reactor with a reactor pressure vessel, a reactor core and a core jacket surrounding the reactor core is provided, the core jacket being arranged inside the reactor pressure vessel and at least one inlet opening and one outlet opening for core coolant has assigned a flow cross-section to the outlet opening and at least one throttle element is provided geodetically above the reactor core, through which the flow cross-section can be changed to regulate the core coolant throughput.
- the reactor output can thus be regulated independently of other methods for regulating the reactor output, such as the insertion of neutron-absorbing control rods into the reactor core or the change in the speed of the corresponding coolant pumps.
- the light water reactor thus has a diverse power control, which is particularly suitable due to its instantaneous use, both for power control in normal operation and when an accident occurs.
- the throttle element is preferably designed such that it can be operated in a passive manner and reduces the flow cross section, in particular in the event of a fault. This increases the inherent safety of the light water reactor.
- the flow cross section is preferably geodetically located above the reactor core. It has at least two partial cross sections, one of which can be completely or partially blocked by the throttle element. In this case, each partial cross section can be assigned its own, independently operable throttle element. If the throttle element or elements are designed appropriately, two or more partial cross-sections ensure that at least such a large flow cross-section remains open at all times that the reactor core is adequately cooled. In addition, a simple and finely adjustable power control of the light water reactor can be carried out by at least two partial cross sections.
- the flow cross section preferably lies in a lateral surface of an attachment of the core jacket extending along a main axis and / or in the cross sectional area of the Essay.
- Such an arrangement of the flow cross section can be achieved by components that are mechanically simple to manufacture and stable under thermomechanical stresses, in particular hollow cylinders and pipes.
- a redirection and distribution of the flow of the cooling water or the steam-water mixture can be achieved in a simple manner.
- the throttle element is preferably a hollow cylinder which is displaceable in the cylindrical attachment along the main axis and through which the flow cross section in the lateral surface can be at least partially blocked.
- a hollow cylindrical throttle element ensures a free flow of the cooling water or the steam-cooling water mixture along the main axis through the cross-sectional area of the attachment.
- a sufficient amount of cooling water or steam-water mixture can flow through this cross-sectional area for cooling the reactor core.
- the throttle element can also be designed as a rotatable flap or as a slide, which is particularly advantageous in the case of rectangular channels for guiding the cooling water or the steam-water mixture.
- the throttle element can preferably be moved passively into a position that reduces or completely closes the flow cross section. This can be done in particular through exploitation 1 rH ⁇ -H CD
- a throttle element is changed, whereby the throughput of the core coolant and thus the reactor power is regulated.
- a method for rapidly reducing the power of a boiling water reactor in particular in the event of a malfunction, is achieved in that the throttle element reduces the flow cross section almost instantaneously in the event of an accident. This increases the pressure of the steam-water mixture in the core jacket, so that the inflow of cooling water into the core jacket is impeded or even cooling water is pressed out of the core jacket.
- the power generation can hereby be greatly reduced in the short term and limited in the long term to a low value, which is, for example, 10% of the nominal power of the light water reactor or possibly less.
- a light water reactor with a variable discharge cross section and the method for regulating the output of a light water reactor, in particular a boiling water reactor, are described in more detail with reference to the drawing. They show a schematic representation that is not to scale
- FIG. 1 shows a longitudinal section through a reactor pressure vessel of a boiling water reactor
- a passive throttle element is therefore particularly suitable for a rapid shutdown of a boiling water reactor.
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Abstract
Die Erfindung betrifft einen Leichtwasserreaktor (1), insbesondere einen Siedewasserreaktor, welcher einen Reaktordruckbehälter (2), einen Reaktorkern (3) und einen den Reaktorkern (3) umschließenden Kernmantel (4) aufweist. Der Kernmantel (4) is innerhalb des Reaktordruckbehälters (2) angeordnet und hat mindestens eine Eintrittsöffnung (5) und eine Austrittsöffnung (6) für Kernkühlmittel (7), wobei der Austrittsöffnung (6) ein Strömungsquerschnitt (9) zugeordnet ist. Dieser Strömungsquerschnitt (9) ist zur Regelung des Kernkühlmitteldurchsatzes durch ein Drosselelement (10) veränderbar. Durch eine Veränderung des Strömungsquerschnittes (9) wird eine diversitäre Regelung der Reaktorleistung erreicht, die unabhängig von der Regelung der Reaktorleistung über das Einfahren von neutronenabsorbierenden Steuerstäben ist. Die Erfindung betrifft weiterhin ein Verfahren zur Regulierung der Reaktorleistung sowie zur schnellen Leistungsreduktion eines Siedewasserreaktors (1).
Description
Beschreibung
Leichtwasserreaktor, insbesondere Siedewasserreaktor sowie Verfahren zur Regulierung der Reaktorleistung eines Leicht- wasserreaktors
Die Erfindung betrifft einen Leichtwasserreaktor, insbesondere einen Siedewasserreaktor, mit einem Reaktordruckbehälter, einem Reaktorkern und einem den Reaktorkern umschließen- den Kernmantel, welcher Kernmantel innerhalb des Reaktordruckbehälters angeordnet ist und mindestens eine Eintritts- Öffnung und eine Austrittsöffnung für Kernkühlmittel hat, sowie ein Verfahren zur Regulierung der Reaktorleistung eines Leichtwasserreaktors .
Der Umlauf von Kernkühlmittel, insbesondere Kühlwasser in einem Leichtwasserreaktor, z.B. einem Siedewasserreaktor oder einem Druckwasserreaktor, kann auf unterschiedliche Arten erfolgen. Bei einem Naturumlaufreaktor wird das Kühlmittel auf- grund einer Dichtedifferenz zwischen dem in dem Reaktorkern befindlichen Kühlmittel und dem in einem außerhalb des Reaktorkerns liegenden Rückströmraum vorhandenen Kühlmittels in einem Naturumlauf gehalten. Innerhalb des Reaktorkerns ist das Kühlmittel wärmer als innerhalb des Rückströmraums und in einem Siedewasserreaktor durch Dampfblasenbildung zudem wesentlich leichter. Bei Leichtwasserreaktoren mit einem sogenannten Zwangsumlauf des Kernkühlmittels sind Umwälzpumpen vorgesehen, die durch ihre Pumpwirkung ein Durchströmen des Reaktorkerns und somit eine Kühlung desselben bewirken. Durch Steuerung der Umwälzpumpen kann unabhängig von der Lage von in den Reaktorkern eingefahrenen Steuerelemente der Kernkühlmitteldurchsatz eingestellt werden. Diese unabhängige Einstellung des Kernkühlmitteldurchsatzes ermöglicht ein günstiges Betriebsverhalten des Leichtwasserreaktors, insbesondere auch bei der Beherrschung von anomalen Betriebszuständen.
In der DE-AS 1 804 371 ist ein mit Natrium gekühlter Kernreaktor beschrieben, der in jeweilige Kühlkanäle angeordnete Brennelemente zur Erzeugung thermische Energie aufweist . Die Durchströmung der Kühlkanäle mit dem Kühlmittel, dem Natrium, wird individuell über jeweilige Durchflußregler geregelt. Diese liegen in Form von Blenden vor. Die Regelung erfolgt so, daß immer alle Durchflußregler gleichzeitig und auf gleiche Art betätigt werden. Hiermit soll dem über einem längeren Zeitraum stattfindenden Abbrand der Brennelemente entgegenge- wirkt werden, um die Leistungsverteilung in dem Reaktorkern an diesen Abbrand anzupassen. Die beschriebene Durchsatzregelung bezieht sich ausschließlich auf die direkte Regelung des Kühlmitteldurchsatzes in den Kühlkanälen der Brennelemente und hat eine möglichst vollständige Ausnutzung der thermi- sehen Energie der Brennelemente durch Berücksichtigung der sich im Laufe der Zeit ändernden physikalischen, insbesondere thermischen, Eigenschaften der Brennelemente zum Ziel. Dem gleichen Ziel dient die spezielle Kühlmittelführung mit Hilfe eines Bimetalles, wie sie im US-Patent 4,588,549 beschrieben ist, oder durch auf den Reaktorkern aufgebrachte Aufsätze, wie sie aus der deutschen Auslegeschrift 1293929 und aus EP 0389232 A2 bekannt sind. Des weiteren wird in DE 3215122 Cl eine in der Mitte des Reaktorkernes angeordnete Drosselplatte und im europäischen Patent EP 0125325 Bl eine die Steuerstäbe umschließende Drosselhülse zur Begrenzung des Durchflusses des Kühlmittels beschrieben.
Aufgabe der Erfindung ist es, einen Leichtwasserreaktor, insbesondere einen Siedewasserreaktor, anzugeben, dessen Kern- kühlmitteldurchsatz schnell, umkehrbar und mit einfachen Mitteln veränderbar ist, so daß eine Änderung, insbesondere eine schnelle Reduzierung, der Reaktorleistung ermöglicht ist. Zugleich wird ein Verfahren zur Regulierung der Reaktorleistung angegeben, welches unabhängig von einer Regelung der Reaktor- leistung durch das Einfahren von Steuerstäben in den Reaktorkern durchführbar ist.
Erfindungsgemäß wird die auf einen Leichtwasserreaktor gerichtete Aufgabe dadurch gelöst, daß ein Leichtwasserreaktor mit einem Reaktordruckbehälter, einem Reaktorkern und einem den Reaktorkern umschließenden Kernmantel vorgesehen ist, wo- bei der Kernmantel innerhalb des Reaktordruckbehälters angeordnet ist und mindestens eine Eintrittsöffnung und eine Aus- trittsöffnung für Kernkühlmittel hat, der Austrittsöffnung ein Strömungsquerschnitt zugeordnet und zumindest ein Drosselelement geodätisch oberhalb des Reaktorkerns vorgesehen ist, durch welches der Strömungsquerschnitt zur Regelung des Kernkühlmitteldurchsatzes veränderbar ist.
Durch eine Veränderbarkeit des Strömungsquerschnittes, durch den das den Reaktorkern durchströmende, aufgeheizte Kühlwas- ser strömt, ist eine schnelle und umkehrbare Veränderung der Reaktorleistung, insbesondere eine Reduzierung gewährleistet. Besonders bei einem Siedewasserreaktor, bei dem durch Aufheizung des Kühlwassers in dem Reaktorkern ein Dampf-Wassergemisch gebildet wird, erfolgt bei einer Reduzierung des Strömungsquerschnittes eine Aufheizung des Kühlwassers in dem Reaktorkern mit zusätzlicher Dampfbildung, wodurch infolge des negativen Dampfblasenkoeffizientens eine schnelle Leistungsreduktion erreicht wird. Durch den veränderbaren Strömungsquerschnitt wird eine maximal mögliche Abströmung des Dampf-Wassergemisches begrenzt, wodurch der Leichtwasserreaktor mittel- und langfristig nicht mehr Energie erzeugen kann, als in dem abströmenden Dampf-Wassergemisch gebunden ist. Wird in dem Reaktorkern kurzfristig mehr Dampf erzeugt als durch den Strömungsquerschnitt abströmen kann, so erfolgt ei- ne Erhöhung des Druckes in dem von dem Dampf-Wassergemisch eingenommenen Raum. Hierdurch wird der Zustrom von Kühlwasser durch die Eintrittsöffnung hindurch in den Reaktorkern behindert oder gegebenenfalls sogar Kühlwasser aus dem Reaktorkern herausgedrückt, so daß sich die Moderation der von den Brenn- elementen abgegebenen Neutronen verringert und somit ebenfalls die Reaktorleistung sinkt.
Durch die Änderung des Strömungsquerschnittes kann während des normalen Betriebes des Leichtwasserreaktors eine nahezu instantane Änderung der Leistungsabgabe erreicht werden. Die Anpassung der Reaktorleistung erfolgt nahezu genauso schnell wie die Änderung des Strömungsquerschnittes. Somit kann die Reaktorleistung unabhängig von anderen Verfahren zur Regelung der Reaktorleistung, wie das Einfahren von neutronenabsorbierenden Steuerstäben in den Reaktorkern oder die Änderung der Drehzahl entsprechender Kühlmittelpumpen, geregelt werden. Der Leichtwasserreaktor verfügt somit über eine diversitäre Leistungsregelung, die insbesondere durch ein instantanes Einsetzen sowohl zur Leistungsregelung im normalen Betrieb als auch bei Auftreten eines Störfalls geeignet ist.
Das Drosselelement ist vorzugsweise so ausgestaltet, daß es auf passive Art und Weise betätigbar ist und den Strömungsquerschnitt, insbesondere in einem Störfall, verringert. Hierdurch wird eine Erhöhung der inhärenten Sicherheit des Leichtwasserreaktors erreicht.
Vorzugsweise ist der Strömungsquerschnitt geodätisch oberhalb des Reaktorkerns gelegen. Er weist zumindest zwei Teilquerschnitte auf, von denen einer ganz oder teilweise durch das Drosselelement versperrbar ist. Hierbei kann jedem Teilquer- schnitt ein eigenes unabhängig betätigbares Drosselelement zugeordnet sein. Durch zwei oder mehrere Teilquerschnitte ist bei entsprechender Ausgestaltung des Drosselelementes oder der Drosselelemente gewährleistet, daß zumindest ein so großer Strömungsquerschnitt ständig geöffnet bleibt, daß eine ausreichende Kühlung des Reaktorkerns erfolgt. Zudem kann durch zumindest zwei Teilquerschnitte eine einfache und fein einstellbare Leistungsregelung des Leichtwasserreaktors durchgeführt werden.
Der Strömungsquerschnitt liegt vorzugsweise in einer Mantelfläche eines sich entlang einer Hauptachse erstreckenden Aufsatzes des Kernmantels und/oder in der Querschnittsfläche des
Aufsatzes. Eine solche Anordnung des Strömungsquerschnittes ist durch mechanisch einfach herstellbare und unter ther- momechanischen Beanspruchungen stabile Komponenten, insbesondere Hohlzylinder und Rohre, erreichbar. Zudem kann hierbei auf einfache Art und Weise eine Umlenkung und Verteilung der Strömung des Kühlwassers bzw. des Dampf-Wassergemisches erreicht werden.
Das Drosselelement ist vorzugsweise ein in dem zylindrischen Aufsatz entlang der Hauptachse verschieblicher Hohlzylinder, durch den der Strömungsquerschnitt in der Mantelfläche zumindest teilweise versperrbar ist. Ein hohlzylindrisches Drosselelement gewährleistet eine freie Strömung des Kühlwassers bzw. des Dampf-Kühlwassergemisches entlang der Hauptachse durch die Querschnittsfläche des Aufsatzes hindurch. So kann selbst bei einem vollständigen Verschluß der Mantelfläche durch diese Querschnittsfläche eine ausreichende Menge von Kühlwasser oder Dampf-Wassergemisch zur Kühlung des Reaktorkerns hindurchströmen. Durch eine Verschiebung des Hohlzylin- ders entlang der Hauptachse in dem zylindrischen Segment kann die Mantelfläche des Aufsatzes vollständig überfahren und für eine Durchströmung versperrt werden. Hierdurch ist eine kontinuierliche oder diskrete, mit kleinen Hubschritten, Veränderung des mantelseitigen Strömungsquerschnittes erreich- bar. Es erfolgt somit, analog zu einer Verschiebung der neutronenabsorbierenden Steuerstäbe zwischen den Brennelementen, eine quasi kontinuierliche Leistungsregelung des Leichtwasserreaktors .
Das Drosselelement kann alternativ oder ergänzend auch als drehbare Klappe oder als Schieber ausgeführt sein, was insbesondere bei rechteckigen Kanälen zur Führung des Kühlwassers oder des Dampf-Wassergemisches vorteilhaft ist.
Vorzugsweise ist das Drosselelement passiv in eine den Strömungsquerschnitt verkleinernde oder vollständig verschließende Position bewegbar. Dies kann insbesondere durch Ausnutzung
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ein Drosselelement verändert wird, wodurch der Durchsatz des Kernkühlmittels und damit die Reaktorleistung geregelt wird.
Zudem ist ein Verfahren zu einer schnellen Leistungsreduktion eines Siedewasserreaktors, insbesondere bei einem Störfall, dadurch erreicht, daß bei einem Auftreten eines Störfalles das Drosselelement den Strömungsquerschnitt nahezu instantan verkleinert. Hierdurch wird der Druck des Dampf-Wassergemisches im Kernmantel erhöht, so daß der Zustrom von Kühlwasser in den Kernmantel hinein behindert oder sogar Kühlwasser aus dem Kernmantel herausgedrückt wird. Die Leistungserzeugung kann hierdurch kurzfristig sehr stark reduziert und langfristig auf einen niedrigen Wert begrenzt werden, welcher beispielsweise bei 10 % der Nennleistung des Leichtwasserreak- tors oder ggf. darunter liegt. Nach einer schnellen und großen Reduzierung des Strömungsquerschnittes erfolgt automatisch eine zeitabhängige Einstellung des Kernkühlmitteldurchsatzes und des Druckes in dem Kernmantel auf einen neuen jeweiligen stationären Wert. Wie schnell diese neue stationären Werte angenommen werden, hängt von der Größe des Strömungs- bereiches geodätisch oberhalb des Reaktorkerns, einer Entmischung von Dampf und Kühlwasser sowie dem von dem Dampf- Wassergemisch eingenommenen Raumvolumen ab. Ein vergleichsweise kleiner Strömungsbereich beeinflußt die Einstellung des stationären Wertes in positiver Weise, insbesondere wird ein Pendeln um den stationären Wert schnell gedämpft, wodurch das Stabilitätsverhalten günstig beeinflußt ist.
Anhand der Zeichnung wird in einem Ausführungsbeispiel ein Leichtwasserreaktor mit veränderbarem Abströmquerschnitt sowie das Verfahren zur Leistungsregulierung eines Leichtwasserreaktors, insbesondere eines Siedewasserreaktors näher beschrieben. Es zeigen in schematisierter nicht maßstäblicher Darstellung
FIG 1 einen Längsschnitt durch einen Reaktordruckbehälter eines Siedewasserreaktors,
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einem passiv wirkenden Drosselelement, eignet sich somit besonders für eine Schnellabschaltung eines Siedewasserreaktors .
Claims
1. Leichtwasserreaktor (1), insbesondere Siedewasserreaktor, mit einem Reaktordruckbehälter (2) , einem Reaktorkern (3) und einem den Reaktorkern (3) umschließenden Kernmantel (4), welcher Kernmantel (4) innerhalb des Reaktordruckbehälters (2) angeordnet ist und mindestens eine Eintrittsöffnung (5) und eine Austrittsöffnung (6) für Kernkühlmittel (7) hat, wobei der Austrittsöffnung (6) ein Strömungsquerschnitt (9) zuge- ordnet ist, und zumindest ein Drosselelement (10) geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) vorgesehen ist, durch welches der Strömungsquerschnitt (9) zur Regelung des Kernkühlmittelsdurchsatzes veränderbar ist.
2. Leichtwasserreaktor (1) nach Anspruch 1, bei dem der Strömungsquerschnitt (9) geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) liegt und zumindest zwei Teilquerschnitte (9a, 9b) aufweist, von denen zumindest einer teilweise oder ganz durch das Drosselelement (10) versperrbar ist.
3. Leichtwasserreaktor (1) nach Anspruch 1 oder 2, bei dem der Strömungsquerschnitt (9) in der Mantelfläche (11) eines entlang einer Hauptachse (18) gerichteten zylindrischen Aufsatzes (4a) des Kernmantels (4) und/oder der Querschnitts- fläche (17) des Aufsatzes (4a) liegt.
4. Leichtwasserreaktor (1) nach Anspruch 3, bei dem das Drosselelement (10) ein in dem zylindrischen Aufsatz (4a) entlang der Hauptachse (18) verschieblicher Hohlzylinder (21) ist, durch den der Strömungsquerschnitt (9) in der Mantelfläche (11) zumindest teilweise versperrbar ist.
5. Leichtwasserreaktor (1) nach einem der Ansprüche 1 bis 3, bei dem das Drosselelement (10) eine drehbare Klappe (13) oder ein Schieber ist.
6. Leichtwasserreaktor (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, bei dem das Drosselelement (10) passiv in eine den Strömungsquerschnitt (9) verkleinernde oder vollständig verschließende Position bewegbar ist, insbesondere unter Ausnut- zung der Gravitationswirkung.
7. Leichtwasserreaktor (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, bei dem das Drosselelement (10) durch einen Magneten (22) während des normalen Betriebes in einer den Strömungs- querschnitt (9) öffnenden Position gehalten ist und bei einem Störfall durch Ausschaltung des Magneten (22) eine den Strömungsquerschnitt (9) zumindest teilweise versperrende Position annimmt .
8. Leichtwasserreaktor (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, der ein Naturumlauf-Siedewasserreaktor ist.
9. Verfahren zur Regulierung der Reaktorleistung eines Leichtwasserreaktors (1) , insbesondere eines Siedewasserreak- tors, mit einem Reaktordruckbehälter (2) , einem Reaktorkern (3) und einem den Reaktorkern (3) umschließenden Kernmantel (4) , welcher Kernmantel (4) innerhalb des Reaktordruckbehälters (2) angeordnet ist und mindestens eine Eintrittsöffnung (5) und eine Austrittsöffnung (6) aufweist, durch welche das Kernkühlwasser in den Kernmantel hineinströmt bzw. herausströmt, wobei ein der Austrittsöffnung (6) zugeordneter Strömungsquerschnitt (9) über ein Drosselelement (10) verändert wird, wodurch der Durchsatz des Kernkühlmittels (7) und damit die Reaktorleistung geregelt wird.
10. Verfahren zur schnellen Leistungsreduktion eines Siedewasserreaktors, mit einem Reaktordruckbehälter (2) , einem Reaktorkern (3) und einem den Reaktorkern (3) umschließenden Kernmantel (4) , welcher Kernmantel (4) innerhalb des Reaktor- druckbehälters (2) angeordnet ist und mindestens eine Ein- trittsöffnung (5) und eine Austrittsöffnung (6) hat, durch welche das Kernkühlmittel in den Kernmantel (4) einströmt bzw. ausströmt, wobei geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) das Kernkühlmittel (7) durch einen Strömungsquerschnitt (9) strömt, welcher bei Auftreten eines Störfalles durch ein Drosselelement (10) deutlich gegenüber der bei normalem Be- trieb vorliegenden Größe verkleinert wird.
11. Verfahren nach Anspruch 10, bei dem Strömungsquerschnitt (9) durch das Drosselelement (10) auf eine zur Gewährleistung der Kühlung des Reaktorkerns (3) erforderliche Mindestgröße verkleinert wird.
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| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/EP1996/005218 WO1998024093A1 (de) | 1996-11-26 | 1996-11-26 | Leichtwasserreaktor, insbesondere siedewasserreaktor sowie verfahren zur regulierung der reaktorleistung eines leichtwasserreaktors |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| WO (1) | WO1998024093A1 (de) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004100172A2 (de) * | 2003-05-08 | 2004-11-18 | Framatome Anp Gmbh | Reaktordruckbehälter eines siedewasserreaktors und verfahren zur dampf-wasser-separation in einem reaktordruckbehälter eines siedewasserreaktors |
| CN107195338A (zh) * | 2017-07-18 | 2017-09-22 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种非能动风门系统 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1489082A1 (de) * | 1964-09-01 | 1969-05-08 | Licentia Gmbh | Fluessigkeitsgekuehlter Kernreaktor mit im Reaktorgefaess befindlichen Vorrichtungen zur Trennung eines siedenden Dampf-Fluessigkeits-Gemisches |
| WO1996009628A1 (de) * | 1994-09-21 | 1996-03-28 | Siemens Aktiengesellschaft | Naturumlaufreaktor, insbesondere siedewasserreaktor, und verfahren zur regulierung des kernkühlmitteldurchsatzes eines naturumlaufreaktors |
-
1996
- 1996-11-26 WO PCT/EP1996/005218 patent/WO1998024093A1/de active Application Filing
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1489082A1 (de) * | 1964-09-01 | 1969-05-08 | Licentia Gmbh | Fluessigkeitsgekuehlter Kernreaktor mit im Reaktorgefaess befindlichen Vorrichtungen zur Trennung eines siedenden Dampf-Fluessigkeits-Gemisches |
| WO1996009628A1 (de) * | 1994-09-21 | 1996-03-28 | Siemens Aktiengesellschaft | Naturumlaufreaktor, insbesondere siedewasserreaktor, und verfahren zur regulierung des kernkühlmitteldurchsatzes eines naturumlaufreaktors |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004100172A2 (de) * | 2003-05-08 | 2004-11-18 | Framatome Anp Gmbh | Reaktordruckbehälter eines siedewasserreaktors und verfahren zur dampf-wasser-separation in einem reaktordruckbehälter eines siedewasserreaktors |
| WO2004100172A3 (de) * | 2003-05-08 | 2005-06-23 | Framatome Anp Gmbh | Reaktordruckbehälter eines siedewasserreaktors und verfahren zur dampf-wasser-separation in einem reaktordruckbehälter eines siedewasserreaktors |
| US7352838B2 (en) | 2003-05-08 | 2008-04-01 | Areva Np Gmbh | Reactor pressure vessel of a boiling water reactor and method for water vapor separation in a reactor pressure vessel of a boiling water reactor |
| CN107195338A (zh) * | 2017-07-18 | 2017-09-22 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种非能动风门系统 |
| CN107195338B (zh) * | 2017-07-18 | 2019-03-19 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种非能动风门系统 |
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