DE1156516B - Notkuehleinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents
Notkuehleinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte KernreaktorenInfo
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
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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
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)
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.
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
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 |
|---|---|---|---|
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Country Status (3)
| Country | Link |
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| DE (1) | DE1156516B (de) |
| GB (1) | GB887252A (de) |
| NL (2) | NL121726C (de) |
Cited By (3)
| 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)
| 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)
| 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 |
-
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- NL NL260249D patent/NL260249A/xx unknown
- NL NL121726D patent/NL121726C/xx active
-
1960
- 1960-01-20 GB GB2069/60A patent/GB887252A/en not_active Expired
-
1961
- 1961-01-19 DE DEB60909A patent/DE1156516B/de active Pending
Patent Citations (1)
| 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)
| 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 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB887252A (en) | 1962-01-17 |
| NL121726C (de) | |
| NL260249A (de) |
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