WO2000017887A1 - Druckwasser-kernreaktoranlage und verfahren zum kühlen des deckels eines kernreaktordruckbehälters - Google Patents

Druckwasser-kernreaktoranlage und verfahren zum kühlen des deckels eines kernreaktordruckbehälters Download PDF

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WO2000017887A1
WO2000017887A1 PCT/EP1999/006459 EP9906459W WO0017887A1 WO 2000017887 A1 WO2000017887 A1 WO 2000017887A1 EP 9906459 W EP9906459 W EP 9906459W WO 0017887 A1 WO0017887 A1 WO 0017887A1
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WO
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nuclear reactor
lid
pressurized water
shield
cooling fluid
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PCT/EP1999/006459
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Inventor
Georg Jaschinski
Original Assignee
Siemens Aktiengesellschaft
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Publication date
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    • 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
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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

Definitions

  • the invention is in the field of nuclear technology.
  • the invention relates to a pressurized water nuclear reactor system with a) a nuclear reactor pressure vessel which comprises a hollow body open at the top and a cover with which the hollow body can be closed, b) a shield arranged to form an intermediate space above the cover, in particular with an insulating shield which Covering the top, and c) a feed device with which a cooling fluid can be introduced into the intermediate space.
  • the invention also relates to a method for cooling the lid of a nuclear reactor pressure vessel, the lid being exposed to the flow of a cooling fluid on its outer surface.
  • a shield usually an insulating shield, in the form of an insulating hood, is arranged above the lid of the nuclear reactor pressure vessel.
  • the insulating hood essentially consists of a hollow cylindrical part with a circular cover plate.
  • the insulating hood has the task of minimizing the loss of arms in the nuclear reactor pressure vessel.
  • a space is formed between the top edge of the cover and the bottom edge of the insulating hood.
  • the nuclear reactor pressure vessel and in particular the space under the cover filled with the coolant, for example water, of the pulp circulation is forced through.
  • the space under the cover and thus the cover itself is only occupied by one in the Cooled compared to the main coolant flow, low partial flow of the P ⁇ marniklau flow.
  • the Hauptkuhl medium-rolling pumps should start at a certain temperature in the circulation, e.g. at 50 ° C, so that the main coolant circulation pumps do not consume too much energy.
  • Sufficient cooling of the lid of the Ke reactor pressure vessel is a particular problem, since the lid remains cooler for a longer period of time than the rest of the primary circuit, especially as the lower hollow body of the Ke, due to the low cooling partial flow mentioned above reactor pressure vessel.
  • the main coolant circulating pumps remain in operation until the primary coolant cools down until after a long time by repeated exchange of the coolant, that of the large ones
  • the primary circuit is therefore cooled according to a different approach: the main coolant roller pumps are switched off early, ie before the lid of the nuclear reactor pressure vessel has been adequately cooled. The lid will then cooled only by passive heat emission and significantly slower than the rest of the primary cycle. As a disadvantage, this results in a very considerable loss of time, for example in the context of a planned fuel element change.
  • cooling water or cooling air m the space between the lid and the insulating feed the shield.
  • the cooling water is piped along the lid.
  • the cooling air is fed into the space through two openings and discharged from the space at a central passage through the insulating shield.
  • a disadvantage of the procedure with cooling water is that several water supply pipes and several water discharge pipes have to be introduced into the intermediate space before cooling down, only after a complex process step. In the case of the cooling air used, there is the disadvantage that the cooling is not fast enough for many purposes.
  • the invention has for its object to provide a pressurized water nuclear reactor system in which ⁇ er lid of a nuclear reactor pressure vessel can be cooled down more quickly and efficiently than in the known, so that Joeson ⁇ ers the main coolant circulating pumps can be switched off early during the shutdown of the pressurized water nuclear reactor system.
  • the problem is solved according to the invention in that the shape of the underside of the screen is adapted to the outer contour of the cover.
  • the Bespeiseemcardi is particularly arranged such that the lid from the outside, especially from above, with the Cooling fluid is brought into contact or wound. Due to the increased cooling capacity due to the shape of the shield compared to the known devices and methods, the cover can be cooled in a comparatively short time.
  • the cooling fluid which is guided directly along the cover namely efficiently dissipates the remaining heat energy remaining from the large steel mass of the cover, inter alia when the pressurized water nuclear reactor system is switched off.
  • Cooling air from a power plant supply network is blown into the space to accelerate the cooling of the cover.
  • the cooling air can leave the gap through the openings provided in the shield.
  • the shape of the underside of the shield is adapted to the outer contour at least in sections.
  • the pressurized water nuclear reactor plant according to the invention has e.g. also the advantage that the interspace is shaped in such a way that a cooling fluid flowing through the interspace is guided largely tangentially to the outer surface of the cover. This enables particularly efficient cooling of the cover from the outside.
  • the space mnerhalo of a cross-sectional area which in plan view amounts to at least 30% of the lid cross-sectional area, has a constant height.
  • the constant height of the space in particular has a value in the range from IC cm to 30 cm.
  • the underside of the shield is preferably concave.
  • the intermediate space then has, for example, the shape of a spherical gap in which all of the cooling fluid blown into the gap flows along close to the outer surface of the cover.
  • the shield is preferably at least partially designed as a plano-concave body.
  • a shield can be produced in a particularly simple manner from an insulation shield that already exists in an existing pressurized water nuclear reactor system and is planed on both sides by only adapting the underside of the existing insulation shield to the outer contour of the cover.
  • An outer contour is understood in connection with the invention aucti to be such a shape that can be derived from the large-area structure of the cover, disregarding minor unevenness, such as screw heads or through holes.
  • the outer contour results from the exact shape of the outer surface, for example by averaging over an interval of approximately 10 cm to 50 cm in length.
  • the outer contour can be seen from the outer surface e.g. think also by passing a kind of spatial short pass filter.
  • the label is preferably arranged centered with respect to the cover.
  • the cooling fluid can, for example, be blown out of the intermediate space from one side and emerge from the intermediate space again on an opposite side of the nuclear reactor pressure vessel.
  • the cooling fluid can also enter and exit through diametrically opposed openings, for example openings arranged in a cylindrical wall of the shield or insulating shield designed as a hood.
  • at least one upwardly directed channel for the passage of the cooling fluid runs through the shield in the central region.
  • the cooling fluid is then blown, for example, from several sides of the core reactor pressure vessel to the center of the cover hm. With this configuration, the flow of the cooling fluid is supported by natural convection and is therefore particularly efficient.
  • At least one body for swirling the cooling fluid is arranged in the intermediate space.
  • it is a so-called turbulator.
  • the body prevents a laminar flow from occurring in the intermediate space. Rather, the body creates a moderately turbulent flow in the intermediate space, so that the entire cooling fluid located in m different imaginary layers along the outer surface of the cover comes into contact with the outer surface.
  • the process-related problem is solved according to the invention in the method mentioned in the introduction in that the flow is guided along the outer contour of the cover.
  • the process can preferably be carried out with a pressurized water core reactor system according to the invention.
  • the flow is preferably conducted over a larger area in a flow channel which, for example, has a constant height.
  • the flow channel can in particular have the shape of a spherical gap.
  • the flow rate of the cooling fluid is set to a value in the range from 5 m / s to 15 m / s.
  • the flow is preferably directed from several sides to the center of the cover h.
  • the cooling fluid is preferably discharged through a channel which branches off from the flow channel in the region around the cylinder axis of the nuclear reactor pressure vessel.
  • the cooling fluid is likewise preferably swirled in the flow channel. This advantageously creates an at least partially turbulent and therefore particularly efficient cooling flow in the flow channel.
  • the advantage is achieved in particular that the main coolant pumps no longer have to be left to cool down the decel for an additional period of time when the nuclear reactor system is shut down. As a result, the electrical output of the main coolant pumps can be saved in this period.
  • FIGS. 1 to 2 Two exemplary embodiments of a pressurized water nuclear reactor plant according to the invention are described below with reference to FIGS. 1 to 2. The method according to the invention is also explained with these figures, some of which are highly schematized. Show it:
  • FIG. 1 shows a first exemplary embodiment of a pressurized water nuclear reactor plant according to the invention
  • FIG. 1 shows a pressurized water nuclear reactor system, designated overall by 1, with a nuclear reactor pressure vessel 3, which has a largely cylindrical hollow body 5 (lower part) for receiving a reactor core 6 and a cover 7. With the cover 7, which is largely circular in plan view, the hollow body 5 is closed in a pressure-tight manner.
  • a very small part 8A of the flow cools the lid 7. This part 8A flows through an opening 9A in the upper cover plate 9B of a core container 10 of the reactor core 6 to the outlet nozzle 3A of the nuclear reactor pressure container 3.
  • Said part 3A of the flow can only cool the cover 7 very slowly when the pressurized water nuclear reactor system 1 shuts down.
  • the main coolant circulating pumps must therefore be operated for a long time after the nuclear reactor system 1 has been switched off, or it must be waited for a long time until the decel temperature drops below a desired value if the main coolant circulating pumps are switched off immediately.
  • the lid 7 is largely seen, ie seen from at least five spatial directions, namely from above and from the four sides, and a shield 11 designed as a hollow or solid body is arranged around it.
  • the shield 11 has the shape of a hood, the side walls of which — unlike shown in FIG. 1 — can also extend downward over a wide region of the hollow body 5.
  • the shield 11 can also be used in the nuclear reactor system as an insulating hood for the cover 7 of the nuclear reactor pressure vessel 3, ⁇ .n. the shield 11 can avoid excessive thermal radiation from the nuclear reactor pressure vessel 3.
  • the outer surface 13 of the cover 7 is curved outward and largely convex.
  • the underside 15 of the shield 11 is particularly advantageously adapted to this convex outer surface 13, so that the underside 15 has a concave shape.
  • the shield 11 is largely flat.
  • the radii of curvature of the convex outer surface 13 and the concave underside 15 are largely identical, so that an intermediate space 17 formed between the outer surface 13 and the underside 15 has a largely identical height H of preferably 10 cm to 20 cm over a cross-sectional area A.
  • the constant height H can also be smaller if the flow resistance in the intermediate space 17 is not undesirably excessive.
  • the optimum constant height H is obtained with a flow resistance that is just large enough that a tunoulent flow can just be driven by a blower 18 in the space 17.
  • a cooling fluid K is fed or blown into the intermediate space 17 via supply lines 19.
  • the blower 18 and the feed lines 19 are part of a feed device 20.
  • the intermediate space 17 forms a flow channel 22, through which the cooling fluid K is blown through two openings 23, 25 located opposite one another.
  • the flow conditions in the flow channel 22 are advantageously set such that ⁇ due to the heat transfer taking place from the cover 7 to the cooling fluid K in the flow channel 22 of the cover 7 and, if appropriate, a quantity of water m in the room below the decekel 7 be cooled in a particularly short time.
  • the cooling fluid K flows along the flow directions 27 hm to a channel 29 arranged in the area around the cylinder axis 28 of the nuclear reactor pressure vessel 3 and guided through the shield 11.
  • the channel 29 branches off from the flow channel 22 in an upward direction and can for example have an annular cross section.
  • Bodies 41 for swirling the cooling fluid K are arranged in the flow channel 22.
  • the pressurized water nuclear reactor plant 1 of FIG. 2 is largely identical to that of FIG. 1, so that only the differences with respect to FIG. 1 will be discussed below.
  • the cooling fluid K is first blown in an annular channel 53 arranged along the lateral surface 51 of the shield 11, from which it reaches several openings in the shield 11, of which an opening 23 m can be seen in the cross-sectional illustration of FIG. 2. From the opening 23, the cooling fluid K m reaches the flow channel 22, where it first rises up to the cylinder axis 28 hm and then flows downward. On the side of the nuclear reactor pressure vessel 3 opposite the opening 23, the cooling fluid K leaves the intermediate space 17 through an upwardly directed side channel 55.
  • the rare channel 55 can also run horizontally and end on the jacket surface 51 or penetrate it.
  • FIG. 2 therefore shows what the adaptation of the shape of the underside 15 of the shield 11 to the outer contour of the cover 7 means.
  • the lid 7 can namely, for example, have a lid stand 63 without the underside 15 of the shield 11 at the location of the lid stand 63 being adapted to the shape of the lid stand 63 belonging to the lid 7. Rather, the underside 15 is only adapted to the large outer contour of the cover 7.
  • the shield 11 can also - in contrast to the adapted shape - have interruptions, for example for control drives 61.
  • the Rmgkanal 53 and a blower which is not explicitly shown, is part of a feed device 20.
  • the cooling fluid K is, for example, a gas, in particular air.

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Abstract

Es wird eine Druckwasser-Kernreaktoranlage (1) beschrieben, bei der über dem Deckel (7) eines Kernreaktordruckbehälters (3) ein Schild (11) angeordnet ist, das den Deckel (7) oben abdeckt. Es ist eine Bespeiseeinrichtung (20) zum Einführen eines Kühlfluids (K) in einen Zwischenraum (17) zwischen dem Deckel (7) und dem Schild (11) vorhanden. Die Form der Unterseite (15) des Schilds (11) ist bevorzugt an die Außenkontur des Deckels (7) angepaßt, so daß der Zwischenraum (17) einen Strömungskanal (22) bildet. Es ist eine besonders effiziente Kühlung des Deckels (7) des Kernreaktordruckbehälters (3) von außen her möglich. Es ist auch ein Verfahren zum Kühlen des Deckels (7) eines Kernreaktordruckbehälters (3) beschrieben, das sich dadurch auszeichnet, daß der Deckel (7) an seiner Außenoberfläche (13) der Strömung eines Kühlfluids (K) ausgesetzt wird.

Description

Beschreibung
Druckwasser-Kernreaktoranlage und Verfahren zum Kuhlen des Deckels eines Kemreaktordruckbehälters
Die Erfindung liegt auf dem Gebiet der Kerntechnik.
Die Erfindung betrifft eine Druckwasser-Kernreaktoranlage mit a) einem Kernreaktordruckbehalter, der einen oben offenen Hohlkörper und einen Deckel umfaßt, mit dem αer Hohlkörper verschließbar ist, b) einem unter Bildung eines Zwischenraums über dem Deckel angeordneten Schild, insbesondere mit einem Isolierschild, das den Deckel oben abdeckt, und c) einer Bespeiseemrichtung, mit der ein Kuhlfluid den Zwischenraum einfuhrbar ist.
Die Erfindung bezieht sich gleichfalls auf ein Verfahren zum Kuhlen des Deckels eines Kemreaktordruckbehälters, wobei der Deckel an seiner Außenoberflache der Strömung eines Kühlfluids ausgesetzt wird.
Über dem Deckel des Kemreaktordruckbehälters ist ein Schild, üblicherweise ein Isolierschild, Form einer Isolierhaube angeordnet. Die Isolierhaube besteht im wesentlichen aus einem hohlzylindπschen Teil mit einer kreisrunden Abdeck- platte. Die Isolierhaube hat die Aufgabe, den armeverlust des Kemreaktordruckbehälters zu minimieren. Zwischen der Oberkante des Deckels und der Unterkante der Isolierhaube ist ein Zwischenraum gebildet.
Bei m Betrieb befindlichen Hauptkuhlmittelumwalzpumpen wird der Kernreaktordruckbehalter und insbesondere der mit dem Kuhlmittel, z.B. Wasser, des Pπmarkreislaufs gefüllte Raum unter dem Deckel zwangsdurchstromt. Dabei wird αer Raum unter dem Deckel und somit auch der Deckel selbst nur von einer im Vergleich zum Hauptkuhlmittelstrom geringen Teilstromung des Pπmarkreislau Stroms gekühlt.
Beim Abkühlen des Pπmarkreislaufs eines Druckwasser-Kernre- aktors, z.B. im Rahmen eines turnusgemaßen Brennelementwechsels, sollen die Hauptkuhl ittelumwalzpumpen ab einer bestimmten Temperatur des Pπmarkreislaufs, z.B. bei 50 °C, abgeschaltet werden, damit von den Hauptkuhlmittelumwalzpumpen nicht zu viel Energie verbraucht wird. Dabei stellt das aus- reichende Abkühlen des Deckels des Ke reaktordruckbehälters ein besonderes Problem dar, da der Deckel aufgrund der oben genannten nur geringen kühlenden Teilstromung beim Abkühlen noch für längere Zeit heißer bleibt als der übrige Teil des Primarkreislaufs, insbesondere als der untere Hohlkörper des Ke reaktordruckbehälters.
Nach einer nachteiligen bekannten Vorgehensweise bleiben deshalb beim Abkühlen des Primarkreislaufs die Hauptkuhlmittelumwalzpumpen solange Betrieb, bis nacn langer Zeit durch wiederholtes Austauschen des Kuhlmittels die der großen
Stahlmasse des Deckels gespeicherte Wärmeenergie an das Kuhlmittel übertragen und auch der Deckel des Kemreaktordruckbehälters wunschgemäß abgekühlt ist. Voraussetzung für diese Vorgehensweise ist jedoch, daß ein m der Druckwasser-Kernre- aktoranlage vorhandenes Nachkuhlsystem αerart ausgelegt ist, daß es zusätzlich zu der vom Reaktorkern herrührenden Wärmeleistung auch die von den Hauptkuhlmittelumwalzpumpen als elektrische Verlustleistung zusätzlich erzeugte Wärmeleistung abfuhren kann. Hierfür ist ein besonders leistungsfähiges Nachkuhlsystem erforderlich.
In einer Druckwasser-Kernreaktoranlage ohne derart dimensioniertes Nachkuhlsystem erfolgt das Abkühlen des Primarkreislaufs deshalb nach einer anderen Vorgenensweise : Die Haupt- kuhlmittelu walzpumpen werden frühzeitig abgeschaltet, d.h. noch bevor eine ausreichende Kühlung des Deckels des Kernre- aktorαruckbehalters stattgefunden hat. Der Deckel wird dann nur durch passive Wärmeabgabe und erheblich langsamer als der übrige Primarkreislauf abgekühlt. Dies hat als Nachteil einen ganz erheblichen Zeitverlust, z.B. im Rahmen eines vorgesehenen Brennelementwechsels, zur Folge.
Zur Beschleunigung der Abkühlung des Deckels ist es z.B. aus der JP 08 248 172 A und aus der JP 08 248 173 A, beide aus „Patent Abstracts of Japanw , bekannt, Kuhlwasser bzw. Kuhlluft m den Zwischenraum zwischen dem Deckel und dem Isolier- schild einzuspeisen. Das Kuhlwasser wird mittels Rohren entlang des Deckels gefuhrt. Die Kuhlluft wird seitlich durch zwei Offnungen den Zwischenraum eingespeist und an einem zentralen Durchtritt durch das Isolierschild aus dem Zwischenraum abgeführt. Nachteilig an der Vorgehensweise mit Kuhlwasser ist, daß vor dem Abkühlen erst einem aufwendigen Verfahrensschritt mehrere Wasserzufuhrrohre und mehrere Wasserabfuhrrohre den Zwischenraum eingeführt werden müssen. Bei der verwendeten Kuhlluft ergibt sich der Nachteil einer für viele Zwecke nicht ausreichend schnellen Kühlung.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Druckwasser- Kernreaktoranlage anzugeben, bei der αer Deckel eines Kemreaktordruckbehälters auf einfache Weise schneller und effizienter abkuhlbar ist als beim Bekannten, so daß Joesonαers frühzeitig wahrend des Abfahrens der Druckwasser-Kernreaktoranlage die Hauptkuhlmittelumwalzpumpen abgeschaltet werden können. Zum gleichen Zweck ist es ebenfalls Aufgabe der Erfindung, ein Verfahren zum Kuhlen des Deckels eines Kemreaktordruckbehälters anzugeben.
Bezogen auf die Druckwasser-Kernreaktoranlage der eingangs genannten Art wird αie Aufgaoe gemäß der Erfindung dadurch gelost, daß die Form der Unterseite des Scnilds an die Außenkontur αes Deckels angepaßt ist.
Die Bespeiseemrichtung ist sbesonαere derart angeorαnet, daß der Deckel von außen, insbesondere von oben, mit dem Kuhlfluid Kontakt gebracht oder gespult wird. Durch die bedingt durch die Formgebung des Schilds im Vergleich zu den bekannten Vorrichtungen und Verfahren vergrößerte Kühlleistung ist der Deckel m vergleichsweise kurzer Zeit abkuhl- bar. Das unmittelbar entlang dem Deckel geführte Kuhlfluid fuhrt nämlich die der großen Stahlmasse des Deckels u.a. bei einem Abschalten der Druckwasser-Kernreaktoranlage verbliebene restliche Wärmeenergie m effizienter Weise ab.
In den Zwischenraum wird zur beschleunigten Abkühlung des Deckels zum Beispiel Kuhlluft aus einem Kraftwerksversorgungsnetz eingeblasen. Die Kuhlluft kann den Zwischenraum über vorgesehene Offnungen im Schild verlassen.
Die Form der Unterseite des Schilds ist zumindest abschnittsweise an die Außenkontur angepaßt.
Die Druckwasser-Kernreaktoranlage nach der Erfindung hat z.B. auch den Vorteil, daß αer Zwischenraum derart geformt ist, daß ein den Zwischenraum durchströmendes Kuhlfluid weitestge- hend tangential zur Außenoberflache des Deckels gefuhrt wird. Dadurch ist eine besonders effiziente Kühlung des Deckels von außen möglich.
Nach einer anderen bevorzugten Ausgestaltung weist der Zwischenraum mnerhalo einer Querschnittsflache, die m der Draufsicht wenigstens 30% der Deckelquerschnittsflache betragt, eine gleichbleibende Hohe auf.
Die gleichbleibende Hohe des Zwischenraums weist insbesondere einen Wert im Bereich von IC cm bis 30 cm auf.
Damit laßt sich m vorteilπafter Weise eine oesonders schnelle Strömung dem Zwischenraum erzeugen, wodurch die Kuhlunσ des Deckels weiter verbessert ist. Bei einer konvexen Außenkontur des Deckels ist die Unterseite des Schilds bevorzugt konkav geformt. Der Zwischenraum hat dann beispielsweise αie Form eines sphärischen Spalts, in dem das gesamte den Spalt eingeblasene Kuhlfluid senr nahe an der Außenoberflache des Deckels entlangstromt .
Vorzugsweise ist das Schild zumindest teilweise als plankonkaver Korper ausgebildet. Ein derartiges Schild ist aus einem m einer bestehenden Druckwasser-Kernreaktoranlage bereits vorhandenen, beidseitig planen Isolierschild auf besonders einfache Weise dadurch herstellbar, daß lediglich die Unterseite des vorhandenen Isolierschilds an die Außenkontur des Deckels angepaßt wird.
Unter einer Außenkontur wird im Zusammenhang mit der Erfindung aucti eine solche Form verstanden, die aus der großflächigen Struktur des Deckels unter Mißachtung kleinerer Unebenheiten, wie Schraubenkopfe oder Durchfuhrungsbohrungen, herleitbar ist. Die Außenkontur ergibt sich aus der exakten Form der Außenoberflache beispielsweise durch eine Mittelung über ein Intervall von etwa 10 cm bis 50 cm Lange. In Analogie zur Wellenphysik kann man sich die Außenkontur aus der Außenoberflache z.B. auch durch Passieren einer Art raumlichen Kurzpaßfllters entstanden denken.
Bevorzugt ist das Schild bezüglich des Deckels zentriert angeordnet .
Das Kuhlfluiα kann den Zwischenraum beispielsweise von ei- ner Seite emgeblasen werden und auf einer gegenüberliegenden Seite des Kemreaktordruckbehälters wieder aus dem Zwischenraum austreten. Em- und Austritt des Kühlfluids können auch durcn diametral gegenuoer, z.B. m einer zylmdriscnen Wand des als Haube ausgebildeten Schilds oder Isolierschilds, an- geordnete Offnungen stattfinden. Ebenfalls bevorzugt verlauft durch das Schild hindurch im zentralen Bereich mindestens ein nach oben gerichteter Kanal zum Durchtritt des Kühlfluids. Das Kuhlfluid wird dann beispielsweise von mehreren Seiten des Kemreaktordruckbehälters zur Mitte des Deckels hm geblasen. Bei dieser Ausgestaltung ist die Strömung des Kühlfluids durch die natürliche Konvek- tion unterstützt und deshalb besonders effizient.
Nach einer vorteiligen Weiterbildung der Druckwasser-Kernre- aktoranlage ist im Zwischenraum wenigstens ein Korper zur Verwirbelung des Kühlfluids angeordnet. Beispielsweise handelt es sich dabei um einen sogenannten Turbulator. Mit dem Korper wird vermieden, daß sich m dem Zwischenraum eine laminare Strömung einstellt. Der Korper erzeugt vielmehr eine gemäßigt turbulente Strömung dem Zwischenraum, damit möglichst das gesamte, sich m verschiedenen gedachten Schichten entlang der Außenoberflache des Deckels befindliche Kuhlfluid mit der Außenober lache in Berührung kommt.
Die verfahrensbezogene Aufgabe wird gemäß der Erfindung bei dem eingangs genannten Verfahren dadurch gelost, daß die Strömung entlang der Außenkontur des Deckels gefuhrt wird.
Das Verfanren ist bevorzugt mit einer Druckwasser-Kernreak- toranlage nach der Erfindung durchfuhrbar.
Vorzugsweise wird die Strömung über einen größeren Bereich m einem Stromungskanal gefuhrt, der beispielsweise eine gleichbleibende Hohe aufweist.
Bezuglich der gleichbleibenden Hohe gilt das bezüglich der Druckwasser-Kernreaktoranlage nach der Erfindung Gesagte analog. Der StromungsKanal kann insbesondere die Form eines sphärischen Spalts aufweisen. Nach einer bevorzugten Ausgestaltung αes Verfanrens wird die Stromungsgeschwindigkeit des Kühlfluids auf einen Wert im Bereich von 5 m/s bis 15 m/s eingestellt.
Vorzugsweise wird die Strömung von mehreren Seiten zur Mitte des Deckels h gerichtet.
Bevorzugt wird das Kuhlfluid durch einen Kanal, der im Bereich um die Zylinderachse des Kemreaktordruckbehälters vom Stromungskanal abzweigt, abgeführt.
Gleichfalls bevorzugt wird das Kuhlfluid im Stromungskanal verwirbelt. Dadurch wird mit Vorteil eine zumindest teilweise turbulente und somit besonders effizient kühlende Strömung im Stromungskanal erzeugt.
Mit der Druckwasser-Kernreaktoranlage oder mit dem Verfahren nach der Erfindung wird insbesondere der Vorteil erreicht, daß die Haupt-Kuhlmittelpumpen bei einem Abfahren der Kernre- aktoranlage nicht mehr allem zum Abkühlen des Decκels für eine zusätzliche Zeitspanne m Betrieb gelassen werden müssen. Dadurch kann die elektrische Leistung der Haupt-Kuhlmit- telpumpen m dieser Zeitspanne eingespart werden.
Zwei Ausfαhrungsbeispiele einer Druckwasser-Kernreaktoranlage nach der Erfindung werden im folgenden anhand der Figuren 1 bis 2 beschrieben. Mit diesen zum Teil stark scnematisierten Figuren wird auch das Verfahren nach der Erfindung erläutert. Es zeigen:
FIG 1 ein erstes Ausfuhrungsbeispiel einer Druckwasser- Kernreaktoranlage nach αer Erfindung,
FIG 2 ein zweites Ausfuhrungsoeispiel einer Druckwasser- Kernreaktoranlage nacn der Erfindung. Figur 1 zeigt eine insgesamt mit 1 bezeichnete Druckwasser- Kernreaktoranlage mit einem Kernreaktordruckbehalter 3, der einen weitgehend zylmderformigen Hohlkörper 5 (Unterteil) zur Aufnahme eines Reaktorkerns 6 sowie einen Deckel 7 auf- weist. Mit dem einer Draufsicht weitgehend kreisförmigen Deckel 7 ist der Hohlkörper 5 druckdicht verschlossen.
Mit Stromungspfeilen 8 ist die von (nicht gezeichneten) Hauptkuhlmittelumwal pumpen angetriebene Strömung des Primar- kreislaufkuhlmittels W durch den Kernreaktordruckbehalter 3 angedeutet. Ein sehr geringer Teil 8A der Strömung kühlt den Deckel 7. Dieser Teil 8A strömt durch eine Öffnung 9A m der oberen Abdeckplatte 9B eines Kernbehalters 10 des Reaktorkerns 6 zum Austrittsstutzen 3A des Kernreaktordruckbehal- ters 3.
Der genannte Teil 3A der Strömung kann den Deckel 7 bei einem Abfahren der Druckwasser-Kernreaktoranlage 1 nur sehr langsam abkühlen. Die Hauptkuhlmittelumwalzpumpen müssen deshalb bei bekannten Druckwasserreaktoren auch noch für längere Zeit nach dem Abschalten der Kernreaktoranlage 1 betrieben werden, oder es muß - bei sofortigem Abschalten der Hauptkuhlmittelumwalzpumpen - senr lange bis zum Sinken der DecKeltemperatur unter einen gewünschten Wert gewartet werden.
Den Deckel 7 weitgehend, d.h. wenigstens von fünf Raumrichtungen, nämlich von oben und von den vier Seiten, aus gesehen, umschließend ist ein als Hohl- oder Vollkorper ausgebildetes Schild 11 angeordnet. Das Schild 11 hat die Form einer Haube, deren Seitenwande sich auch - anders als m Figur 1 dargestellt - über einen weiten Bereich des Hohlkörpers 5 nach unten hm erstrecken können. Das Schild 11 kann m der Kernreaktoranlage auch als Isoliernaube für den Deckel 7 des Kemreaktordruckbehälters 3 dienen, α.n. das Schild 11 kann eine zu starke thermische Abstrahlung vom Kernreaktordruckbehalter 3 vermeiden. Die Außenoberflache 13 des Deckels 7 ist nach außen gewölbt und weitgehend konvex geformt.
Mit besonderem Vorteil ist die Unterseite 15 des Schilds 11 an diese konvexe Außenoberflache 13 angepaßt, so daß die Unterseite 15 konkav geformt ist. An der Oberseite 16 ist das Schild 11 weitgehend plan.
Die Krümmungsradien der konvexen Außenoberflache 13 und der konkaven Unterseite 15 sind weitgehend identisch, so daß ein zwischen der Außenoberflache 13 und der Unterseite 15 gebildeter Zwischenraum 17 über eine Querschnittsflache A eine weitgehend gleichblemende Hohe H von bevorzugt 10 cm bis 20 cm aufweist. Die gleichbleibende Hohe H kann auch noch kleiner sein, falls dadurch der Stromungswiderstand im Zwischenraum 17 nicht ungewunscht übermäßig groß wird. Die optimale gleichbleibende Hohe H ergibt sich bei einem Stromungswiderstand, der gerade so groß ist, daß im Zwischenraum 17 gerade noch eine tunoulente Strömung von einem Geblase 18 an- getrieben werden kann.
Mit dem Geblase 18 wird über Zufuhrleitungen 19 ein Kuhlfluid K in den Zwischenraum 17 eingespeist oder emgeblasen. Das Geblase 18 und die Zufuhrleitungen 19 sind Teil einer Be- speiseemrichtung 20.
Der Zwischenraum 17 bildet einen Stromungskanal 22, m den das Kuhlfluid K durch zwei einander gegenüberliegende Offnungen 23, 25 emgeblasen wird. Infolge der genannten Formgebung des Schilds 11 sind die Stromungsverhaltnisse im Stromungskanal 22 vorteilhaft derart eingestellt, daß αurch den stattfindenden Wärmeübergang aus dem Deckel 7 hin zum Kuhlfluid K im Stromαngskanal 22 der Deckel 7 sowie gegebenenf lls eine im Raum unter dem Decκel 7 cef αliche Wassermenge m einer besonders kurzen Ze t abgekühlt werden. Nach dem Einblasen durch die Offnungen 23, 25 strömt das Kuhlfluid K entlang der Stromungsrichtungen 27 hm zu einem im Bereich um die Zylinderachse 28 des Kemreaktordruckbehälters 3 angeordneten durch das Schild 11 hindurch geführten Kanal 29. Der Kanal 29 zweigt vom Stromungskanal 22 nach oben gerichtet ab und kann beispielsweise einen ringförmigen Querschnitt haben.
Im Stromungskanal 22 sind Korper 41 zur Verwirbelung des Kühlfluids K angeordnet.
Die Druckwasser-Kernreaktoranlage 1 der Figur 2 ist weitgehend identisch zu der der Figur 1, so daß im weiteren nur auf die Unterschiede bezüglich Figur 1 eingegangen wird.
Bei dem m Figur 2 dargestellten Ausfuhrungsbeispiel einer Druckwasser-Kernreaktoranlage 1 nach der Erfindung wird das Kuhlfluid K zunächst m einen entlang der Mantelflache 51 des Schilds 11 angeordneten Ringkanal 53 geblasen, von dem aus es zu mehreren Offnungen im Schild 11 gelangt, wovon eine Öffnung 23 m der Querschnittsdarstellung der Figur 2 ersichtlich ist. Von der Öffnung 23 aus gelangt das Kuhlfluid K m den Stromungskanal 22, wo es zunächst zur Zylinderachse 28 hm nach oben ansteigt und anschließend nach unten weiter- strömt. Auf der der Öffnung 23 gegenüberliegenden Seite des Kemreaktordruckbehälters 3 verlaßt das Kuhlfluid K den Zwischenraum 17 durch einen nach oben gerichteten Seitenkanal 55.
Der Seltenkanal 55 kann auch horizontal verlaufen und an der Mantelflache 51 enden oder diese durchdringen.
Die Druckwasser-Kernreaktoranlage 1 der Figur 2, insbesondere der Kernreaktordruckbehalter 3, ist detailgetreuer als m Fi- gur 1 dargestellt. Aus der Figur 2 ist deshalb ersichtlich, was die Anpassung der Form der Unterseite 15 des Schilds 11 an die Außenkontur des Deckels 7 bedeutet. Der Deckel 7 kann namlich beispielsweise em Deckelstandbem 63 aufweisen, ohne daß die Unterseite 15 des Schilds 11 an der Stelle des Dek- kelstandbems 63 an die Form des zum Deckel 7 gehörigen Dek- kelstandbems 63 angepaßt wäre. Vielmehr ist die Unter- seite 15 nur an die großflächige Außenkontur des Deckels 7 angepaßt. Das Schild 11 kann auch - abweichend von der angepaßten Form - Unterbrechungen, beispielsweise für Steuerantriebe 61, aufweisen.
Bei der Druckwasser-Kernreaktoranlage 1 der Figur 2 ist der Rmgkanal 53 sowie em nicht explizit dargestelltes Geblase Bestandteil einer Bespeiseemrichtung 20.
Das Kuhlfluid K ist beispielsweise em Gas, insbesondere Luft.

Claims

Patentansprüche
1. Druckwasser-Kernreaktoranlage (1) mit a) einem Kernreaktordruckbehalter (3) , der einen oben offenen Hohlkörper (5) und einen Deckel (7) umfaßt, mit dem der
Hohlkörper (5) verschließbar ist, b) einem unter Bildung eines Zwischenraums (17) über dem Dek- kel (7) angeordneten Schild (11), insbesondere mit einem Isolierschild, das den Deckel (7) oben abdeckt, und c) einer Bespeiseemrichtung (20) , mit der em Kuhlfluid (K) m den Zwischenraum (17) einfuhrbar ist, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Form der Unterseite (15) des Schilds (11; an die Außenkontur des Deckels (7) angepaßt ist.
2. Druckwasser-Kernreaktoranlage (1) nach Anspruch 1, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß innerhalb einer Querschnittsflache (A) , die in der Draufsicht wenigstens 30% der Deckelquerschnittsflache betragt, der Zwischen- räum (17) eine gleichbleibende Hohe (H) aufweist.
3. Druckwasser-Kernreaktoranlage nach Anspruch 2, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die gleichbleibende Hohe (H) des Zwischenraums (17) einen Wert im Be- reich von 10 cm bis 30 cm aufweist.
4. Druckwasser-Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1
d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß bei einer konvexen Außenkontur des Deckels (7) die Unterseite (15) des Schilds (11) konkav geformt ist.
5. Druckwasser-Kernreaktoranlage nach Anspruch 4, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß das Schild (11) zumindest teilweise als plankonkaver Korper ausgebildet ist.
6. Druckwasser-Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1
d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß das Schild (11) bezüglich des Deckels (7) zentriert angeordnet
7. Druckwasser-Kernreaktoranlage nach Anspruch 6, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß durch das Schild (11) hindurch im zentralen Bereich mindestens em nach oben gerichteter Kanal (29) verlauft zum Durchtritt eines Kühlfluids (K) .
8. Druckwasser-Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 7, d a d u r c h g e k e n z e i c h n e t , daß im Zwischenraum (17) wenigstens em Korper (41) zur Verwirbelung eines Kühlfluids (K) angeordnet ist.
9. Verfahren zum Kuhlen des Deckels (7) eines Kernreaktor- druckbehalters (3), wobei der Deckel (7) an seiner Außenober- flache (13) der Strömung eines Kühlfluids (K) ausgesetzt wird, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Strömung entlang der Außenkontur des Deckels (7) gefuhrt wird.
10. Verfahren nach Anspruch 9, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Strömung über einen größeren Bereich einem Stromungskanal (22; gefuhrt wird.
11. Verfahren nach Anspruch 10, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß der Stromungskanal eine gleichbleibende Hohe (H) aufweist.
12. Verfahren nach Anspruch 10 oder 11, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß das Kuhlfluid (K) durch einen vom Stromungskanal (22) im Bereich um die Zylinderachse (28) des Kemreaktordruckbehälters (3) abzweigenden Kanal (29) abgeführt wird.
13. Verfahren nach einem der Ansprüche 10 bis 12, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß das Kuhlfluid (K) im Stromungskanal (22) verwirbelt wird.
14. Verfahren nach einem der Ansprüche 9 bis 13, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Stro- mungsgeschwmdigkeit des Kühlfluids (K) auf einen Wert im Bereich von 5 m/s bis 15 m/s eingestellt wird.
15. Verfahren nach einem der Ansprüche 9 bis 14, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Stro- mung von mehreren Seiten zur Mitte des Deckels (7) hm gerichtet wird.
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