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DE1156516B - Notkuehleinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents

Notkuehleinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren

Info

Publication number
DE1156516B
DE1156516B DEB60909A DEB0060909A DE1156516B DE 1156516 B DE1156516 B DE 1156516B DE B60909 A DEB60909 A DE B60909A DE B0060909 A DEB0060909 A DE B0060909A DE 1156516 B DE1156516 B DE 1156516B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
emergency cooling
reactor
emergency
cooling device
vessel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
DEB60909A
Other languages
English (en)
Inventor
Thomas Deighton
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Babcock International Ltd
Original Assignee
Babcock and Wilcox Ltd
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 Babcock and Wilcox Ltd filed Critical Babcock and Wilcox Ltd
Publication of DE1156516B publication Critical patent/DE1156516B/de
Pending legal-status Critical Current

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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • 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

DEUTSCHES
PATENTAMT
B 60909 Vmc/21g
ANMELDETAG: 19. J A N U A R 1961
BEKANNTMACHUNG
DER ANMELDUNG
UNDAUSGABEDER
AUSLEGESCHRIFT: 31. OKTOB ER 1963
Die Erfindung betrifft eine Notkühleinrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren mit einem energieerzeugenden Primärkreislauf, einem Notkühlkreislauf und mit einem oberhalb des Reaktorkern^ angeordneten Druckhaltegefäß.
Auch nach dem Abschalten eines Reaktors geht die Wärmeerzeugung vorläufig weiter, und wenn keine entsprechende Kühlung vorhanden ist, kann durch Überhitzen ein Schaden entstehen. So können die Brennstoffelemente schmelzen und die Spaltprodukte in unkontrollierbarer Weise freigesetzt werden.
Für Druckwasserreaktoren ist es bereits bekannt, die beim Abschalten des Reaktors noch verfügbare Wärme durch Naturumlauf des Primärkühlmittels einem Wärmeaustauscher zuzuführen, der sekundärseitig durch im Zwangsumlauf umgewälztes Meerwasser gekühlt ist. Der Wärmeaustauscher nimmt die überschüssige Wärme auf und reduziert sie auf das erforderliche Minimum, so daß ein gefährlicher Druck- und Temperaturanstieg im Reaktor vermieden wird. Der Aufbau einer derartigen Anlage ist jedoch verhältnismäßig kompliziert und hat vor allem den Nachteil, daß für die automatische Inbetriebnahme besondere Ventile erforderlich sind.
Es ist ferner ein flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor mit einem Notkühlkreis und einem oberhalb des Reaktordruckgefäßes angeordneten Druckhaltegefäß bekannt, dem vom Reaktor überschüssige Wärme zuführbar ist. Jedoch ist dieses Druckhaltegefäß nicht mit einem Notwärmeaustauscher ohne Verwendung von Ventilen zusammengeschaltet, um eine Notkühlung des Reaktors zu bewirken, sondern der Notkühlkreislauf ist getrennt vom Druckhaltegefäß vorgesehen.
Die Erfindung bezweckt die Schaffung einer einfacheren Notkühleinrichtung, welche sich selbsttätig einschaltet und insbesondere ohne Pumpen oder zusätzliche Ventile arbeiten kann. Es wird deshalb ein Notkühlkreislauf vorgesehen, der erfindungsgemäß von dem Reaktordruckgefäß in den unteren Teil des Druckhaltegefäßes, von diesem über eine im oberen Teil des Druckhaltegefäßes angeordnete Überlaufleitung zu dem Notwärmeaustauscher und zurück in das Reaktordruckgefäß führt und durch Volumenzunahme der Reaktorkühlflüssigkeit infolge Temperaturerhöhung in Tätigkeit tritt.
Der Notwärmeaustauscher ist dabei in ein Naturumlaufsystem eingeschaltet, das gewöhnlich außer 3etrieb ist und erst dann anspricht, wenn nach dem Abschalten des Reaktors durch überschüssige Wärme der Flüssigkeitsspiegel in dem vorgeschalteten Druckhaltegefäß so hoch steigt, daß durch überströmende Notizeinrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren
Anmelder: Babcock & Wilcox Limited, London
Vertreter: Dipl.-Ing. Dr. E. Karstedt, Patentanwalt, Oberhausen (RhId.), Lipperheidstr. 30
Beanspruchte Priorität: Großbritannien vom 20. Januar 1960 (Nr. 2069)
Thomas Deighton, London, ist als Erfinder genannt worden
Flüssigkeit der Wärmeaustauscher automatisch in Betrieb gesetzt wird. Abgesehen davon, daß hierbei keine Pumpen benötigt werden, ist es von besonderem Vorteil, daß auch Ventilbetätigungen nicht mehr erforderlich sind. Besondere Vorteile, insbesondere bezüglich der Anordnung der Gesamtanlage, ergeben sich bei Verwendung in Verbindung mit Schiffsreaktoren.
In den Zeichnungen ist die Erfindung beispielsweise und vereinfacht dargestellt. Es zeigt
Fig. 1 eine Gesamtanordnung des Reaktors mit Primärkreislauf und Notkühleinrichtung, Fig. 2 eine Gruppe der Notkühleinrichtung.
In dem Reaktordruckgefäß 1 befindet sich der Reaktorkern 2, der von dem Primärkühlkreislauf 3 in Pfeilrichtung durchströmt wird. Die erzeugte Wärme wird über den Sekundärkreislauf 4 in einer Turbine 5 nutzbar gemacht.
Der obere Raum 6 des Druckgefäßes 1 ist über Steigrohre 7 mit dem Druckhaltegefäß 8 verbunden. Von hier aus werden in bekannter Weise über die Leitung 9 Druckschwankungen im Primärsystem ausgeglichen. Ferner ist das Druckhaltegefäß, wie aus Fig. 1 zu ersehen ist, über die Fallrohre 10, 10 a und 11, 11a, zwischen denen jeweils die Notkühl-Wärmeaustauscher 12 und 12 a angeordnet sind, in zwei parallelen Kreisläufen mit dem oberen Raum des Druckgefäßes 1 verbunden. Die Kühlwasserzufuhr zu den Notwärmeaustauschern 12 und 12 a erfolgt von Wassertanks 13 und 13 a. Bei Schiffsreaktoren ist es
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von Vorteil, diese Tanks direkt an das Seewasser anzuschließen und auf Steuer- und Backbordseite zu setzen. Die beiden beschriebenen Notkühlkreisläufe arbeiten in bekannter Weise im Naturumlauf und sind während des normalen Reaktorbetriebes praktisch außer Betrieb. Bei Lastabwurf oder einer plötzlichen Störung des Reaktors treten sie jedoch automatisch in Tätigkeit.
In Fig. 2 sind Einzelheiten der Notkühleinrichtung zu ersehen. Der Primärkreislauf weist Absperrorgane 14 und 15 auf. Ebenso kann der Notwärmeaustauscher 12 durch die Ventile 16 und 17 abgeschaltet werden. Sie sind jedoch normalerweise immer offen und können im Bedarfsfalle durch Fernbetätigung geschlossen werden. Die Rohrschlangen 18 des Not-Wärmeaustauschers 12 sind mit ihren Sammlern ohne Verwendung von Rohrplatten in den Behältern 19 angeordnet, die vom Kühlwasser, gegebenenfalls unmittelbares Seewasser, in Richtung der Pfeile beaufschlagt werden.
Im normalen Betrieb wird das Primärkühlmittel in dem Kreislauf 3 durch den Reaktor umgewälzt, wobei der Druck durch das Druckhaltegefäß 8 im wesentlichen konstant gehalten wird. Abgesehen von geringfügigen Schwankungen entspricht unter diesen Verhältnissen die Niveaulinie NW dem Kühlmittelstand im Druckhaltegefäß. Bei Lastabwurf aus irgendeinem Grunde, z. B. bei einer Störung im Verbraucherkreislauf 4, hört die Kühlung im Primärkühlkreislauf auf, und währenddessen steigt die Temperatur des Primärkühhnittels an. Obwohl der Reaktor in solchen Fällen sofort abgeschaltet werden kann, wird in dem Reaktor noch Wärme erzeugt, welche auf das Kühlmittel übertragen wird. Diese Temperatursteigerung wirkt sich über das Steigrohr 7 auf das im Druckhaltegefäß 8 befindliche Volumen aus, welches die obere Niveaumarke überschreitet und schließlich in die Fallrohre 10 bzw. 10 a einströmt. Von diesem Augenblick an beginnt das Naturumlaufsystem der Notkühleinrichtung zu arbeiten. Die überschüssige Wärme wird in den Rohrschlangen 18 des Notwärmeaustauschers 12 an das Kühlwasser abgegeben. Das durch das Rohr 11 in den Raum 6 eintretende Medium kann wieder Wärme aufnehmen und dem Druckhaltegefäß für einen neuen Umlauf zuführen, bis die letzte überschüssige Wärme in dem Notwärmeaustauscher vernichtet ist und der Notkühlvorgang abklingt. Die Notwärmeaustauseher sind in ihrer Größe so ausgelegt, daß jede gefährliche Temperatursteigerung im Reaktorkreislauf vermieden werden kann.

Claims (3)

PATENTANSPRÜCHE:
1. Notkühleinrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren mit einem energieerzeugenden Primärkreislauf, einem Notkühlkreislauf und mit einem oberhalb des Reaktorkerns angeordneten Druckhaltegefäß, dadurch gekennzeichnet, daß der Notkühlkreislauf von dem Reaktordruckgefäß in den unteren Teil des Druckhaltegefäßes, von diesem über eine im oberen Teil des Druckhaltegefäßes angeordnete Überlaufleitung zu dem Notwärmeaustauseher und zurück in das Reaktordruckgefäß führt und durch Volumenzunahme der Reaktorkühlflüssigkeit infolge Temperaturerhöhung in Tätigkeit tritt.
2. Notkühleinrichtung nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch zwei parallel geschaltete Notkühlkreisläufe, die an dasselbe Druckhaltegefäß angeschlossen sind.
3. Notkühleinrichtung nach den Ansprüchen 1 und 2, gekennzeichnet durch Verwendung in Verbindung mit Schiffsreaktoren.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Französische Patentschrift Nr. 1211537;
»The Shippingport Pressurized Water Reactor«
1958, Reading, USA., S. 246 bis 251.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
® 309 730/244 10.63
DEB60909A 1960-01-20 1961-01-19 Notkuehleinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren Pending DE1156516B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB2069/60A GB887252A (en) 1960-01-20 1960-01-20 Improvements relating to nuclear reactors

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1156516B true DE1156516B (de) 1963-10-31

Family

ID=9733035

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEB60909A Pending DE1156516B (de) 1960-01-20 1961-01-19 Notkuehleinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren

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DE (1) DE1156516B (de)
GB (1) GB887252A (de)
NL (2) NL121726C (de)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1489955B1 (de) * 1965-12-14 1970-05-14 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Dampfgekuehlter Kernreaktor
DE2446090A1 (de) * 1974-09-26 1976-04-08 Kraftwerk Union Ag Kernreaktor
DE2640786A1 (de) * 1976-09-10 1978-03-16 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Verfahren zur nachwaermeabfuhr aus einem kernkraftwerk und kernkraftwerk zur durchfuehrung des verfahrens

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3290222A (en) * 1963-11-15 1966-12-06 Babcock & Wilcox Co Compact nuclear steam generator
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
US4347623A (en) * 1976-05-10 1982-08-31 Reinsch A O Winfried Flash jet coolant pumping system
US4239596A (en) * 1977-12-16 1980-12-16 Combustion Engineering, Inc. Passive residual heat removal system for nuclear power plant
FR2429478A1 (fr) * 1978-06-23 1980-01-18 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire a neutrons rapides et a metal liquide caloporteur
FR2466839A1 (fr) * 1979-10-02 1981-04-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
FR2469779A1 (fr) * 1979-11-16 1981-05-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
US4664877A (en) * 1984-12-24 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Passive depressurization system
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
CN113436767B (zh) * 2021-04-21 2024-09-20 广东核电合营有限公司 核反应堆一回路氢气控制系统及方法

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1211537A (fr) * 1958-08-14 1960-03-16 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'absorption de chaleur d'un réacteur nucléaire en cas d'arrêt ou de surpression

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1211537A (fr) * 1958-08-14 1960-03-16 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'absorption de chaleur d'un réacteur nucléaire en cas d'arrêt ou de surpression

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1489955B1 (de) * 1965-12-14 1970-05-14 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Dampfgekuehlter Kernreaktor
DE2446090A1 (de) * 1974-09-26 1976-04-08 Kraftwerk Union Ag Kernreaktor
DE2640786A1 (de) * 1976-09-10 1978-03-16 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Verfahren zur nachwaermeabfuhr aus einem kernkraftwerk und kernkraftwerk zur durchfuehrung des verfahrens

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NL121726C (de)
NL260249A (de)

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