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DE1213544B - Moderator-Kuehlkreislauf eines Kernreaktors mit gesondertem Primaerkuehlkreis - Google Patents

Moderator-Kuehlkreislauf eines Kernreaktors mit gesondertem Primaerkuehlkreis

Info

Publication number
DE1213544B
DE1213544B DEC24323A DEC0024323A DE1213544B DE 1213544 B DE1213544 B DE 1213544B DE C24323 A DEC24323 A DE C24323A DE C0024323 A DEC0024323 A DE C0024323A DE 1213544 B DE1213544 B DE 1213544B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
moderator
cooling circuit
container
reactor vessel
reactor
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
DEC24323A
Other languages
English (en)
Inventor
Didier Costes
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.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of DE1213544B publication Critical patent/DE1213544B/de
Pending legal-status Critical Current

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    • 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
    • G21C1/14Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/08Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from moderating material
    • 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
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Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int α.:
G21d
Deutsche KL: 21g - 21/22
Nummer: 1213 544
Aktenzeichen: C 24323 VIII c/21 g
Anmeldetag: 8, Juni 1961
Auslegetag: 31. März 1966
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kühlkreislauf für den flüssigen Moderator eines Kernreaktors, der einen davon unabhängigen wärmeübertragenden Primärkühlkreislauf aufweist, welcher durch den Durchtritt seines Strömungsmittels durch die Druckrohre, welche den Kernbrennstoff enthalten und. innerhalb der in dem Reaktorgefäß befindlichen Moderatorflüssigkeit angeordnet sind, den größten Teil der durch Krenspaltung erzeugten Wärme aus dem Reaktor ab- und einer Nutzung zuführt.
Bekanntermaßen wird bei Reaktoren dieser Bauart, bei denen beispielsweise Kohlendioxyd unter Druck als primäres Kühlmittel und schweres Wasser als Moderator verwendet werden, die Kühlung des Moderators gewöhnlich mittels eines Wärmeaus.-tauschers erreicht, in dem das umlaufende schwere Wasser Wärme an einen Leichtwasserkreislauf abgibt. Das flüssige schwere Wasser wird aus dem Reaktorbehälter angesaugt und nach Durchlaufen des Wärmeaustauschers in den Behälter zurückgeführt.
Derartige Kühlkreisläufe für Moderatorflüssigkeiten mit Wämetauschern sind relativ groß. Sie erfordern den Einsatz von Pumpen zum Umwälzen der Moderatorflüssigkeit sowie entsprechende Ventile. Die Flüssigkeit ist oft sehr teuer, so daß zahlreiche Vorkehrungen zur Vermeidung von Verseuchungen getroffen werden müssen, die seine in Rechnung gestellten Eigenschaften gegenüber Neutronen beeinträchtigen würden. Zu diesen Vorsichtsmaßnahmen gehört auch die Schaffung einer Heliumatmosphäre mit einem etwas über dem Atmosphärendruck liegenden Druck oberhalb des Moderators.
Aufgabe der Erfindung ist es, eine einfache und unfallsichere Bauart für den Kühlkreislauf für die Moderatorflüssigkeit vorzusehen, bei der die Menge der zu verwendenden Moderatorflüssigkeit relativ gering ist und praktisch keine Verluste auftreten.
Der Kühlkreislauf für den flüssigen Moderator eines Kernreaktors der genannten Bauart mit gesondertem Primärkühlkreis ist erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet, daß der Moderator-Kühlkreislauf als an sich bekannter Kondensationskreislauf für den im Reaktor gebildeten Dampf der Moderatorflüssigkeit ausgeführt ist, in dem das Kondensat durch Schwerkraftwirkung in das Reaktorgefäß zurückfließt und dessen Kondensor in einem über wenigstens eine Leitung mit dem oberen Bereich des Reaktorgefäßes verbundenen Behälter eines Zentrifugal-Flüssigkeitsabscheiders angeordnet ist, dessen Volumen zumindest gleich dem Volumen des Reaktorgefäßes ist.
Die von Reaktoren ohne gesonderten Primärkühl-Moderator-Kühlkreislauf eines Kernreaktors
mit gesondertem Primärkühlkreis
Anmelder;
Commissariat ä !'Energie Atomique, Paris
Vertreter:
Dipl.-Ing. R. Beetz, Patentanwalt,
München 22, Steinsdorfstr. 10
Als Erfinder benannt:
Didier Costes, Paris
Beanspruchte Priorität:
Frankreich vom 17, Juni 1960 (830 271),
vom 23. Mai 1961 (862505)
kreis her an sich bekannte Art der Wärmeabgabe in einem Kondensationskreislauf war bisher für die Kühlung der nicht als hauptsächliches Arbeitsmittel für die Ausnutzung der Kernenergie dienenden Moderatorflüssigkeit von Reaktoren der angegebenen Bauart unbekannt. Diese Reaktoren sind für einen flüssigen Moderator ausgelegt. Erfindungsgemäß wird nun zwar durch die bis zur Entwicklung von Dampfblasen erhöhte Moderatortemperatur eine etwas verminderte Dichte des Moderators in Kauf genommen, dafür werden jedoch durch die besondere Konzeption des Moderator-Kühlkreises zahlreiche, weiter unten näher erläuterte Vorteile erzielt, wie vor allem Ausdehnungsmöglichkeiten bei unkontrollierten Druckerhöhungen und sogar bei Explosion eines Druckrohres, geringere Gesamt-Menge des Moderators, Mitnahme von Gasen, insbesondere von Zersetzungsgasen, aus der Moderatorflüssigkeit, bessere Wärmeausnutzung u. a.
Die Erfindung wird im folgenden an Hand schematischer Zeichnungen, ergänzend beschrieben.
F J g. 1 ist ein Schema für die prinzipielle Ausführung eines Kondensationskreislaufs für die Moderatorflüssigkeit eines Kernreaktors mit gesonderter Primärkühlung;
Fig, 2 zeigt schematisch eine Vorrichtung zur Wiedergewinnung von dissoziiertem schwerem Wasser;
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3 4
Fig. 3 ist das Schema einer Ausführungsart eines sein, zur Erreichung einer günstigen Wirkungsweise"
Kühlkreises, das insbesondere Anordnung und Ge- des Katalysators die zu rekombinierenden Gase in
staltung eines Zentrifugalabscheiders zeigt. einer inerten Gasatmosphäre zu verdünnen. Man ver-
AIs Reaktor wird ein mit Kohlendioxyddruckgas wendet dann die Folge der oben angeführten Appagekühlter Reaktor angenommen, dessen Kernbrenn- 5 rate, wobei man jedoch das austretende Gasentweder stoff in wärmegeschützten Druckrohren gelagert ist, zwischen der ersten Kühlvorrichtung, und dem Kondie in paralleler Anordnung in einem die Moderator- taktkatalysator oder vor der Kühleinrichtung, jedoch flüssigkeit 2, z. B. schweres Wasser, enthaltenden Be- hinter der Leitung, die von dem allgemeinen Kreis hälter 1 (s. Fig. 1) angeordnet sind. Mit 3 sind der- kommt und das Gerät mit dem zu behandelnden artige Druckrohre bezeichnet, die als senkrecht "zur io Strömungsmittel versorgt, einspeist. Die nicht rekom-Zeichenebene liegend angenommen sind. Die Enden binierbaren Gase, die so aus dem allgemeinen Kreis der Druckrohre münden in Sammlern 27. Der in ausgeschieden werden, vermischen sich mit diesem Verbindung mit diesen Sammlern 27 stehende wärme- inerten Gas, dessen Zusammensetzung und Druck abführende Strömungskreis ist von üblicher Bauart insbesondere beim Ingangsetzen des Reaktors nach und umfaßt im wesentlichen einen Wärmetauscher 15 Füllung der Räume des allgemeinen Moderatorkrei-28 und ein Gebläse 29. Mittels dieses Kreises wird ses mit Gas überwacht wird. Man kann gegebenender größte Teil der durch Kernspaltung erzeugten falls diesem Gas Sauerstoff hinzufügen, um die Wie-Wärme aus dem Behälter 1 herausgebracht. Ein dergewinnung von Deuterium zu erleichtern,
anderer Teil dieser Wärme wird in dem Moderator In Fig. 2 ist eine Rekombinationsvorrichtung darfreigesetzt, etwa durch Wärmeleitung der Rohre und ao gestellt. Bei dieser ist die Eintrittsleitung für den durch die verschiedenen Kernstrahlungen. In einer Dampf des schweren Wassers wieder mit 8 bezeichwirtschaftlichen Bauart eines Reaktors des betrach- net. Der erste Kühler und Abscheider ist mit der teten Typs müssen etwa 7% der Wärmeleistung aus Ziffer 9 bezeichnet. Der Eintritt für das inerte Gas, dem Moderator herausgebracht werden. Für einen das wieder in den Kreislauf gelangt, geschieht an der Hochleistungsreaktor muß man daher einen Kühl- 25 Stelle 10. Der Wiedererhitzer ist mit 11 bezeichnet, kreislauf für die Moderatorflüssigkeit vorsehen. Der Kontaktkatalysator trägt das Bezugszeichen 12.
Der in Fig. 1 skizzierte Kondensationskreislauf Die zweite Kühlvorrichtung ist mit 13 bezeichnet,
umfaßt einen Kondensor 5, der über die gasförmige Der Ventilator, der das inerte Gas wieder in den
Phase durch die Leitung 4 mit dem oberen Bereich Kreislauf bringt, ist mit 14, und schließlich sind mit
des Behälters in Verbindung steht und dessen Aus- 30 15 die Leitungen zum Steuersystem für das Gas, das
tauschoberflächen z. B. durch einen Strom von leich- im einzelnen nicht dargestellt ist, bezeichnet, wobei
tem Wasser gekühlt sind, ohne daß eine Vermischung die eine vor und die andere hinter dem Ventilator
mit dem gekühlten Strömungsmittel möglich ist. Die .abzweigt. Eine Kontaktentfeuchtungsvorrichtung 16
durch den Kondensor 5 wiedergewonnene Flüssig- dient dazu, das schwere Wasser aus dem abgeführten
keit wird durch ein in Verbindung mit dem Behäl- 35 Gas zu entfernen. ■
terl stehendes Rohr 6 gesammelt. Das schwere Wasser des Behälters wird in einem
Wenn das schwere Wasser durch den Betrieb des nicht dargestellten Hilfskreis beständig behandelt, Reaktors auf seine Siedetemperatur gebracht ist, um seine Reinheit bezüglich gelöster Salze aufrechtwird der sich im oberen Bereich des Behälters sam- zuerhalten. Um Leckströmungen des allgemeinen melnde Dampf des schweren Wassers vom Konden- 40 Kreises zu verringern und um zu vermeiden, daß sor angesaugt, wo wegen der Kühlung ein etwas ge- diese eine Verschmutzung herbeiführen, kann die ringerer Druck herrscht.. Das kondensierte schwere Temperatur und die Menge des Kühlströmungsmittels Wasser fließt durch Schwerkraftwirkung in den Be- des Kondensors so geregelt werden, daß der Dampfhälter zurück, bildet also einen natürlichen konti- druck des schweren Wassers in dem Behälter des nuierlichen Kreislauf. 45 Reaktors etwas größer als der Atmosphärendruck ist.
Die aus dem im Behälter befindlichen Moderator Bei stillgesetztem Reaktor und wenn die restliche durch Dampfbildung abgeführte Wärme wird auf das Neutronenleistung nicht ausreicht, um die Wärme-Kühlwasser des Kondensors übertragen. Verluste nach außen trotz Stillsetzens des Kühlströ-. Der Dampf kann Gas mitführen, das gegebenen- mungsmittels zu kompensieren, würde der Druck in falls vom Eintreten und von der Dissoziation 5? dem allgemeinen Kreis des schweren Wassers sich schweren Wassers unter der Wirkung des Neutronen- unter den Atmosphärendruck verringern können, flusses herrührt. Um den Druck beizubehalten, verdampft man eine
Diese Gase können an der Stelle 7, wo die Wände geringe Menge schweren Wassers z. B. gemäß Fi g. 1 des Kondensators am meisten gekühlt sind, abge- in einer Ausbauchung 17 des Sammelrohres 6 unterpumpt und auf verschiedene Weise ausgesondert 55 halb des Wasserniveaus mittels eines elektrischen werden. Bei der Anwendung eines bekannten Ver- Widerstandes oder einer Heizspirale 18 mit regelfahrens zur Rekombination dissoziierten schweren barer Leistung. Der auf diese Weise in den Kreis Wassers, das sich bei Reaktoren anwenden läßt, wo geschickte Dampf kondensiert an den kältesten Flädas schwere Wasser unter einer Atmosphäre inerten chen, hält aber den Druck aufrecht.
Gases, z. B. Helium, liegt, schickt man eine gewisse 60 In dem Behälter für das schwere Wasser können Menge dieser Atmosphäre in die Folge der nach- zufällig Druckerhöhungen auftreten, etwa wegen stehenden Geräte: Kühlvorrichtung mit -gekühlten schlechter Regelung der Kühlung oder auf Grund Wänden, Berieselungsfeuchtigkeitsabscheider, Wie- der Explosion eines Druckrohres. Dabei können ein dererhitzer, katalytische Kontaktvorrichtung, ferner schädlicher Kohlendioxydgasstrom, schweres Wasser wieder zur Kühleinrichtung und zum Abscheider, zur 65 und Dampf schweren Wassers austreten.
Umwälzpumpe und wieder in -die Reaktoratmo- Nach der-in Fig. 1 mehr zur Veranschaulichung sphäre. Bei einem Reaktor ohne inertes Gas in dem des Prinzips dienenden Anordnung ist der Behälter allgemeinen Moderatorkreis kann es erforderlich durch ein Ventil 19 geschützt, das normalerweise ge-
schlossen ist. Dieses Ventil mündet in einer Kammer mit einer inerten Atmosphäre: in der Kammer 20, die z. B. eine Wirbel-Zentrifugiervorrichtung aufweist, die schweres Wasser von Gasen trennt. Die Kammer 20 mündet selbst über ein normalerweise geschlossenes Ventil 21 in einen Abzug 22 oder in einen nicht dargestellten Gasometer.
Wenn das Aufrechterhalten des Druckes des schweren Wassers nicht durch Erhitzen bewirkt werden kann, kann die inertes Gas liefernde Quelle 23 gegebenenfalls durch ein kleines Spiel des Ventils 24 den Behälter für schweres Wasser speisen, um einen merklichen Unterdruck zu vermeiden. Nach einer solchen Betriebsunterbrechung bringt man beim Temperaturanstieg des Reaktors das inerte Gas mittels der in Fig. 2 dargestellten Vorrichtung nach und nach heraus.
Es sei bemerkt, daß bei nicht häufig wiederkehrenden Stillsetzungen des Reaktors dieses Verfahren ausreicht, ohne daß man eine Heizschlange 18 vorsehen muß. In diesem Fall kann man selbst die Sammelleitung 6 fortlassen und das schwere Wasser durch Berieseln in der breiten Eintrittsleitung 4 in den Behälter zurückbringen, wodurch sich eine wesentliche konstruktive Vereinfachung ergibt.
Bei der in Fig. 1 dargestellten Anordnung wird das leichte Kühlwasser am Auslaß des Kondensors in einen Behälter 25 geleitet, der in gutem Wärmekontakt mit dem Behälter 1 steht. Es dient dort gegebenenfalls als Neutronenreflektor, gewährleistet einen Teil der Kühlung und schützt die den Reaktor umgebenden Bauglieder und nimmt dabei eine Temperatur an, die wenig unterhalb der des Moderators liegt. Wenn das schwere Wasser des Behälters z. B. an der Oberfläche einen etwas höheren Druck als Atmosphärendruck hat und bei 102° C siedet, steigt die Temperatur des leichten Kühlwassers ζ. B. in dem Kondensator von 30 auf 80° C und in dem Behälter von 80 auf 85° C. Man erhält so eine Menge warmen Wassers, das sich in einer vom Reaktor angetriebenen Dampfmaschine verwenden läßt. Wenn man nämlich einen Energienutzungskreis ziemlich hoher Leistung betrachtet, in dem der Wärmeübergang etwa 103 kcal pro Tonne Dampf und pro Zyklus beträgt, so verlangt das Aufheizen von 30 auf 85° C 7,3 °/o der gesamten Wärmeleistung, was in erster Annäherung 7% für die in dem Moderatorkühlkreis wiedergewonnene Wärme entspricht, so daß man die Aufheizung durch diesen Kreis ausführen läßt. Bei einem Reaktor, bei dem sich oberhalb des Moderators eine Hilfsatmosphäre befindet, soll bezüglich der Regelung der Partialdruck des Dampfes gegenüber dem Partialdruck des inerten Gases nicht beträchtlich sein, so daß der Moderator praktisch eine Temperatur von 70 bis 80° C nicht überschreiten darf, wenn der Gesamtdruck gleich dem Atmosphärendruck ist. Man erhält dann 50 bis 60° C für das leichte Wasser, das aus dem Wärmeaustauscher herauskommt. Die Verwendung dieser Wärme zum Aufheizen ist weniger interessant, außer wenn man eine Moderatortemperatur in der Nähe von 100° C und einen Gesamtdruck in dem Behälter erreichen will, der etwas oberhalb des Atmosphärendrucks liegt, wodurch die Abdichtungsschwierigkeiten sich erhöhen.
Bei dem in F i g. 3 dargestellten Ausführungsbeispiel findet man die folgenden bereits bei der Beschreibung der Anordnung gemäß Fig. 1 erwähnten Bauelemente wieder: den Behälter 1, in den die Druckrohre 3 eingesetzt sind, die den Kernbrennstoff des Reaktors enthalten; die Moderatorflüssigkeit 2, die in dem Behälter 1 enthalten ist; den Kondensor 5, der die Kondensation des in dem Behälter 1 verdampften Moderators bewirkt; einen Wärmetauscher 28 des Kreises für das wärmeabführende Strömungsmittel, das in den Druckrohren 3 strömt und daraus den größten Teil der durch Kernspaltung
ίο erzeugten Wärme abführt.
Außer diesen Elementen umfaßt die Anordnung gemäß Fig. 3 insbesondere einen Behälter30, der die Rohre des Kondensors 5 enthält und der mit dem die Moderatorflüssigkeit 2 enthaltenden Behälter 1 mittels einer Reihe Leitungen 4 a, 4 b ... verbunden ist, wovon lediglich die beiden ersten Leitungen dargestellt sind.
Diese Leitungen4a, 4b sind tangential an den oberen Bereich des Behälters 30 angeschlossen, so
ao daß im Fall einer Explosion in dem Behälter 1 dieser Bereich einen Wirbelseparator 31 bildet, der bewirkt, daß das Gas durch die obere Öffnung 32 austritt und daß die Flüssigkeit und die festen Überreste in dem Waserbehälter30 bleiben. Die Leitungen 4a, 4b weisen wenig Knickstellen auf, um eine gute Strömung zu gewährleisten, haben jedoch ausreichende Krümmungen, um eine gewisse Elastizität der mechanischen Verbindung zwischen dem Behälter 1 und dem Wasserbehälters zu gewährleisten. Für einen gegebenen Gesamtquerschnitt weisen eine Vielzahl von Leitungen 4 a, 4 b gegenüber einer einzigen Leitung folgende Vorteile auf: Die mechanische Verbindung zwischen dem Behälter und dem Kondensor ist sehr nachgiebig; die Anschlüsse an den Behälter beeinträchtigen die Widerstandsfähigkeit desselben weniger; die Wirbelanfachung geschieht unter besseren Bedingungen; man kann einen zylindrischen, vertikalen Bereich oberhalb des Behälters 1 frei lassen, wodurch insbesondere die Anbringung einer Anzahl vertikaler Steuerstangen ermöglicht ist, die einen Stopfen 40 durchqueren, der in dem Schutzbehälter 39 des Reaktors angeordnet ist.
Anderseits ist zwischen der Wirbelvorrichtung 31 und den Kondensorrohren 5 eine gelochte Platte 33 angeordnet, die den Zweck hat, die Rohre des Kondensors 5 vor direkten Strömungsmittelstrahlen zu schützen. Der Behälter 30 ist außerdem mit einem Gerät 38 zum Reinigen des Dampfes und zum Absondern inerter Gase verbunden, wie bereits weiter oben beschrieben ist.
Ferner ist das Volumen des Behälters 30 vorzugsweise wenigstens gleich dem Volumen des Behälters 1, der die Moderatorflüssigkeit 2 enthält, wodurch im Fall einer Explosion eines Druckrohres 3 in dem Behälter 1 gegebenenfalls der gesamte in dem Behälter 1 vorhandene Moderator in den Behälter 30 gelangen kann. Eine solche Vorrichtung ermöglicht ebenfalls, dem Wasserbehälter 30 die Aufgabe eines Lagerungsbehälters zu übertragen, wenn man den Moderator 2 vollständig aus dem Behälter 1 evakuieren will. Das Zurückbringen des kondensierten Moderators in den Behälter 1 geschieht normalerweise durch die Leitungen 6 und 6 a, wobei die erste an den unteren Bereich des Behälters 30 und die zweite an den oberen Bereich des Behälters 1 angeschlossen ist. Gemäß der dargestellten Ausführungsart ist der Behälter 30 deutlich oberhalb dem Niveau des Behälters 1 des Reaktors angeordnet, wodurch
das Rüekkehren des Kondensats durch Sehwerkraftwirkung in den Behälter 1 ermöglicht ist? und diese Rückkehr kann durch Betätigen eines Ventils 34 in der Leitung 6 a unterbrochen werden.
In Übereinstimmung mit der Darstellung gemäß F i g. 1 ist der den Moderator 2 enthaltende Behälter 1 in der Nähe des oberen Bereiches mit einer inneren Wand 41 versehen, die einen kleinen freien Raum 37 mit dem Behälter begrenzt und in den das Ende der Leitung 6 a mündet, durch die die Rückkehr des in dem'Behälter 30 kondensierten Moderators in den Behälter 1 geschieht.
Dieser freie Raum 37 ist also mit Wasser gefüllt, das längs der Pfeile/ strömt und insbesondere die Kühlung des oberhalb des Moder-atorflüssigkeitsspiegeis liegenden Bereiches des Reaktorbehälters 1 gewährleistet.
Um schließlieh das Herausbringen der Moderatorflüssigkeit von dem Behälter 1 in den Behälter 30 ausführen zu können, ist eine Leitung 6 b vorgesehen, die mit einem Ende an den unteren Bereich des Behälters 1 und mit dem anderen Ende an die Leitung 6 angeschlossen ist. In dieser Leitung 6 b sind ein Ventil 36 und eine Pumpvorrichtung 35 vorgesehen. Außerdem ist bei dieser Leitung 6 & eine g§ Heizeinrichtung 18 vorgesehen, die der in bezug auf das vorhergehende Ausführungsbeispiel beschriebenen analog ist.
Die Menge des schweren Wassers braucht in dem Behälter nur- wenig verändert zu werden, wenn der Moderator siedend wird. Die Einsparung an schwerem Wasser entspricht also angenähert dem Unterschied der Mengen, die in den äußeren Kreisen vorhanden sind. Der Schwerwasserkreis weist keine Pumpen auf und auch keine Ventile mit entsprechend großen Querschnitten. Der Heliumkreislauf für die Oberflächenventilation ist fortgelassen. Da bei der Kondensation die behandelte Menge sehr gering ist und die Dampfdichte ebenfalls gering ist, enthalten die Verbindungsleitungen wenig schweres Wasser bei einer gegebenen Länge, und eine gewisse Abstandsänderung zwischen Kondensor und Reaktor bringt nur wenig ökonomische Schwierigkeiten mit sieh, wodurch das Einsetzen erleichtert ist. Räumlich gesehen kann der Kondensor viel kleiner- ausgeführt sein als ein Wärmeaustauscher, da der Wärmeaustausehkoeffizient größer ist.
Der Kondensor (gemäß der Anordnung nach Fig. 1) oder der Wasserbehälter (gemäß der Anordnung nach F i g. 3) bildet einen Ausdehnungsraum gegenüber Explosionen in dem Behälter, und der Gesamtquersehnitt der Leitungen, die den Reaktor entweder mit dem Kondensator oder mit dem Behälter· verbinden, ist in jedem Falle nötig zum Herauslassen des Strömungsmittek bei Explosionen, so daß man sagen kann, daß die Leitungen gegenüber den sonst für Strömungskreise für schweres Wasser üblichen Leitungen von großem Durehmesser wirtschaftlicher gestaltet sind. Wie bei einem Siedewasserreaktor kann das Auftreten von Blasen zur Selbstregulierung des Neutronenflusses beitragen. Die Verwendung einer Flüssigkeit zum. Kühlen der Druekrohrej deren Temperatur ziemlich in der Nähe der Siedetemperatur liegt, ergibt einen größeren Wärmeaustausehkoeffizienten und also eine größere Vergleiehmäßigung der Temperaturen der Druekrohre und geringere Wärmespannungen. Hierbei kann es nützlieh sein, in dem Behälter des Moderators Ablenkeinriehtungen 26 vorzusehen, um die natürlichen Konvektionsströmungen zu verbessern.
Die höhere Temperatur des Moderators verringert die Wärmeverluste der Rohre in Richtung auf den Moderator und vergrößert den Wärmewirkungsgrad.
Unter den verschiedenen mögliehen abgeänderten Ausführungsarten ist insbesondere diejenige zu erwähnen, daß als Moderator ein organisches Strömungsmittel verwendet ist und der Siededruok vom Atmosphärendruck- abweicht.

Claims (10)

Patentansprüche:
1. Kühlkreislauf für den flüssigen Moderator eines Kernreaktors, der einen davon unabhängigen wärmeübertragenden Primärkühlkreislauf aufweist, welcher durch den Durchtritt seines Strömungsmittels durch die Druckrohre, welche den Kernbrennstoff enthalten und innerhalb der in dem Reaktorgefäß befindliehen Moderatorflüssigkeit angeordnet sind, den größten Teil der durch Kernspaltung erzeugten Wärme aus dem Reaktor ab- und einer Nutzung zuführt, dadurch gekennzeichnet, daß der Moderator-Kühlkreislauf als an sich bekannter Kondensationskreislauf (4, S, 6) für den im Reaktor gebildeten Dampf der Moderatorflüssigkeit (2) ausgeführt ist, in dem das Kondensat durch Schwerkraftwirkung in das Reaktorgefäß (1) zurückfließt und dessen Kondensor (S) in einem über wenigstens eine Leitung (4 bzw. 4 a, 4 b) mit dem oberen Bereich des Reaktorgefäßes (1) verbundenen Behälter (30) eines Zentrifugal-Flüssigkeitsabsoheiders (31) angeordnet ist, dessen Volumen zumindest gleich dem Volumen des Reaktorgefäßes ist.
2. Kühlkreislauf nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine Pumpe (35) sowie Ventile (36) vorgesehen sind, die es gestatten, den in dem Reaktorgefäß (l) enthaltenen flüssigen Moderator aus diesem in den Abscheiderbehälter (30) zu befördern.
3. Kühlkreislauf nach Anspruch 1 oder 2, da·* durch gekennzeichnet, daß die Anschlüsse der Leitungen (4a, 4 &)· an den Abscheiderbehälter (30) über den Umfang des oberen Bereiches dieses Behälters verteilt sind und die Leitungen im wesentlichen tangential in diesen münden.
4. Kühlkreislauf nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnetj daß in dem Abseheiderbehälter (30) zwischen den Einlassen der Leitungen (4 a, 4b), die in einer Ebene angeordnet sind, und den Rohren des Kondensors (S) eine perforierte Platte (33) angeordnet ist.
5. Kühlkreislauf nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das den Moderator- enthaltende Reaktorgefäß (1) an der Oberseite eine beabstandete innere Trennwand (41) enthält und die Rückführungsleitung (6,6a) vom Kondensor in das Reaktorgefäß in den Zwischenraum zwischen dem Reaktorgefäß und der Trennwand mündet.
6. Kühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß in der Rückführungsleitung (6) für das Kondensat des Moderatordampfes zum Reaktorgefäß (X) eine Heizvorrichtung (18) vorgesehen ist, deren
Heizleistung ausreicht, um ein geringes Volumen der kondensierten Moderatorflüssigkeiten auf Siedetemperatur zu halten und bei Stillsetzen des Reaktors in dem oberen Bereich des Reaktorgefäßes (1) einen Druck aufrechtzuerhalten, der etwas größer ist als der atmosphärische Druck.
7. Kühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß ein Reinigungskreislauf für den zwischen dem Reaktorgefäß (1) und dem Kondensor (5) strömenden Dampf vorgesehen ist.
8. Kühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Kondensor (5) sekundärseitig einen Kühlkreis enthält, der mit leichtem Wasser gespeist
und mit einem zweiten, das Reaktorgefäß (1) vollständig umgebenden Mantelgefäß (25) verbunden ist.
9. Kühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß als Moderatorflüssigkeit schweres Wasser dient.
10. Kühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß als Moderatorflüssigkeit eine organische Flüssigkeit dient.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1048 278;
belgische Patentschrift Nr. 565453;
französische Patentschrift Nr. 1211537.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
609 540/315 3.66 © Bundesdruckerei Berlin
DEC24323A 1960-06-17 1961-06-08 Moderator-Kuehlkreislauf eines Kernreaktors mit gesondertem Primaerkuehlkreis Pending DE1213544B (de)

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FR830271A FR1267956A (fr) 1960-06-17 1960-06-17 Circuit de refroidissement pour le liquide modérateur d'un réacteur nucléaire
FR862505A FR79828E (fr) 1960-06-17 1961-05-23 Circuit de refroidissement pour le liquide modérateur d'un réacteur nucléaire

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DE1213544B true DE1213544B (de) 1966-03-31

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Application Number Title Priority Date Filing Date
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FR (2) FR1267956A (de)
GB (1) GB962240A (de)
LU (1) LU40229A1 (de)
NL (1) NL265810A (de)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3791923A (en) * 1972-01-10 1974-02-12 Universal Oil Prod Co Recuperative thermal recombining system for handling loss of reactor coolant
KR102455236B1 (ko) * 2020-07-23 2022-10-18 한국수력원자력 주식회사 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템
EP4495949A1 (de) * 2023-07-17 2025-01-22 BAE SYSTEMS plc Kühlsystem
WO2025017272A1 (en) * 2023-07-17 2025-01-23 Bae Systems Plc Cooling system

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE565453A (de) * 1957-03-08
DE1048278B (de) * 1957-03-07 1959-01-08 Sulzer Ag Atom-Dampfkraftanlage
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

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2969310A (en) * 1945-04-18 1961-01-24 John J Goett Neutronic reactor systems
US2868708A (en) * 1945-11-02 1959-01-13 Harcourt C Vernon Neutronic reactor
US2825688A (en) * 1945-11-13 1958-03-04 Harcourt C Vernon Power generating neutronic reactor system
BE548285A (de) * 1955-05-31 1900-01-01
US3052615A (en) * 1955-08-26 1962-09-04 Floyd L Johns Nuclear flash steam generator
US2857324A (en) * 1956-05-22 1958-10-21 Boisblanc Deslonde R De Engineering test reactor
US3039948A (en) * 1958-03-14 1962-06-19 Krucoff Darwin Nuclear reactor with powdered fuel

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1048278B (de) * 1957-03-07 1959-01-08 Sulzer Ag Atom-Dampfkraftanlage
BE565453A (de) * 1957-03-08
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

Also Published As

Publication number Publication date
BE604677A (fr) 1961-10-02
FR1267956A (fr) 1961-07-28
CH406453A (fr) 1966-01-31
US3206368A (en) 1965-09-14
LU40229A1 (de) 1961-08-07
NL265810A (de) 1900-01-01
FR79828E (fr) 1963-02-01
GB962240A (en) 1964-07-01

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