DE2240067C3 - Kernenergie-Anlage in dezentralisierter Kompaktbauweise - Google Patents

Description

Die vorliegende Erfindung betrifft eine flüssigmetallgekühlte Kernenergieanlage nach dem Oberbegriff des Patentanspruchs. Diese dezentralisierte Kompaktbauweise ist auch unter der Bezeichnung Multi-Pool-Bauweise bekannt.

Eine Kernenergie-Anlage dieser Bauart ist in der DE-OS 15 64 054 beschrieben. Die dort vorgesehene Anordnung von Rohrbündeln für den Wärmetausch erfüllt aber noch nicht alle an eine derartige Anlage zu stellenden Ansprüche in bezug auf eine leichte Zugänglichkeit und Auswechselbarkeit der Zwischenwärmetauscher: diese können nicht ir. ihrer Gesamtheit aus dem Reaktorbehälter herausgehoben werden, ohne zuvor den Strömungsleitzylinder zu demontieren.

Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist eine mit Flüssigmetall, beispielsweise mit Natrium gekühlte Kernenergieanlage mit getrennt vom Reaktorbehälter angeordneten Kreislaufbehältern, in denen konstruktiv einfache, einen geringen Druckverlust verursachende Wärmetauscher strömungsgünstig und zugleich für Wartung und Reparatur leicht zugänglich und auswechselbar angeordnet sind.

Zur Lösung dieser Aufgabe wird vorgeschlagen, daß in den Strömungsleitzylinder die Zwischenwärmetauscher vom Tauchkühlertyp eingehängt sind.

Dieser einfache Typ besteht aus einem geraden Rohrteil, in den das aufzuheizende Kühlmittel fällt und einem um jenes gewendelten oder ebenfalls geraden Rohrteil, in dem das Kühlmittel steigt. Dadurch wird der primärseitige Druckverlust der Zwischenwärmetauscher niedriggehalten. Auf Außenhüllen kann verzichtet werden, und die Wärmetauscher sind, an einem in den Reaktordeckel eingelassenen Stopfen hängend, leicht auswechselbar.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt, und zwar zeigt

F i g. 1 einen Längsschnitt durch die Anlage entsprechend der Linie C-D in F i g. 2,

F i g. 2 einen Querschnitt durch dieselbe entsprechend der Linie Α-Bin F i g. 1.

Die Figuren zeigen einen Reaktorbehälter (1) und einen von mehreren um den Reaktorbehälter (1) gruppierten Kreislaufbehältern (2). In dem Reaktorbehälter (1) befindet sich ein Reaktorkern (3). In dem Kreislaufbehälter (2) befinden sich eine Pumpe (4) mit ihrem oberhalb des Behälters angeordneten Antrieb (5), sowie mehrere Zwischenwärmetauscher (6), von denen in F i g. 1 der Übersichtlichkeit halber nur einer dargestellt ist. Reaktorbehälter (1) und Kreislaufbehälter sind teilweise mit einem flüssigen Kühlmittel gefüllt, beispielsweise mit flüssigem Natrium, das im Reaktorbehälter (1) beim Normalbetrieb bis zu einem mit (7) bezeichneten und in den Kreislaufbehältern bis zu einem mit (8) bezeichneten Betriebsspiegel ansteht Der Kreislaufbehälter (2) weist ferner eine Strömungsschürze (9) auf, die mit Öffnungen versehen ist, in die die Zwischenwärmetauscher (6) eingehängt sind. Das in die Zwischenwärmetauschern (6) abgekühlte Kühlmittel wird durch die Pumpe (4) über eine Druckleitung (10) in den Reaktorbehälter (1) gefördert, wo durch eine weitere Strömungsschürze (11) gewährleistet wird, daß der Reaktorkern (3) gleichmäßig mit Kühlmittel beaufschlagt wird. Durch das Arbeiten der Pumpe (4) wird über eine Saugleitung (12), die bis unter die Flüssigkeitsspiegel (7 und 8) eintaucht, aufgeheiztes Kühlmittel aus dem Reaktorbehälter (1) in den Kreislaufbehälter (2) gesaugt, wobei der Unterschied zwischen den Flüssigkeitsspiegeln (7) und (8) der Druckverlusthöhe in der Saugleitung (12) entspricht. Die Druckleitung (10) und die Saugleitung (12) sind in Schleifenform bis über eine Neutronenstrahlenabschir-

M mung (13) hochgezogen.

Da die Druckleitung (10) beidseitig fest eingespannt ist, kann durch diese Schleife die Kompensation der Wärmedehnung erfolgen.
Ferner sind in den oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung (13) gelegenen Teilen der Druckleitung (10) im Beispiel eine Absperrarmatur (14) und in der Saugleitung (12) eine vei schließbare Öffnung (IS) angeordnet, wobei letztere zum Einbringen einer Reparaturvorrichtung in die Saugleitung (12) dient. In den gleichen, oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung (13) gelegenen Teilen der Rohrleitungen (10) und (12) können weitere, hier nicht näher beschriebene Instrumente (16) und Armaturen angebracht werden, die zur Regelung und Überwachung des Reaktorbetriebes erforderlich sind, und andere wartungsbedürftige Anlagenteile. Der Raum oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung (13) ist nach Ablassen des Kühlmittels und Abklingen etwaiger Restaktivität auf zulässige Werte frei zugänglich. Reaktorbehälter (1) und Kreislaufbehälter (2) sind zum Leckauffang mit Doppelbehältern (17) bzw. (18) versehen. In den Zwischenraum zwischen den Behältern (1 und 17) bzw. (2 und 18) kann vermittels einer hier nicht gezeigten Vorrichtung erhitztes Schutzgas eingeblasen werden, und damit erforderlichenfalls die Primärkreisläufe beheizt werden, wie es beispielsweise bei Verwendung von Natrium als Kühlmittel notwendig ist Zur Druckanpassung der mit Schutzgas gefüllten Räume oberhalb der Flüssigkeitsspiegel (7 und 8) in den Behältern (1) und (2) sind Ausgleichsleitungen (19) vorhanden. Um eine zu hohe thermische Belastung der Pumpe (4) bzw. ihres Antriebes (5) zu vermeiden, sind um den Pumpenschaft (20) und im Bereich der Pumpen-Auflagerung Wärmedämmbleche (21) angeordnet. Die Zwischenwärmetausc'ier (6) bestehen jeweils aus einem zentralen Rohr (22), durch welches das abgekühlte Skundärkühlmittel zu einem unteren Sammler (23) strömt, von wo aus es durch mehrere aufsteigende Rohre (24) wieder emporsteigt

und dabei aufgeheizt wird. Die Rohre (24) münden in einem oberen Sammler (25), von wo aus das aufgeheizte Sekundärkühlmitiel durch ein weiteres Rohr (26) abgeführt wird. Bei Ausfall eines Zwischen värmetauschers kann dieser nach Lösen seiner Flanschverbindung mit den Sammlern (27) und (28) mitsamt dem Abschirmstopfen (29) aus dem Kreislaufbehälter (2) entfernt und ausgewechselt werden. Die Stutzen der Saugleitung (12) enden im Reaktorbehälter (1) oberhalb eines Notkühlspiegels (30). Sinkt der Kühlmittelspiegel im Reaktorbehälter (1) auf diesen Notkühlspiegel (30) ab, beispielsweise infolge eines Lecks im Kreislaufbehälter (2X werden die Stutzen der Saugleitung (12) freigelegt, so daß sich diese mit Gas füllt. Fördert daraufhin die Pumpe (4) kein Kühlmittel mehr, fließt Gas in die Saugleitung (12) und über eine Verbindungsleitung (31) in die Druckleitung (10) und unterbricht die sonst in dieser auftretende Heberwirkung. Falls die Begrenzung des beim Normalbetrieb des Reaktors über die Verbindungsleitung (31) fließenden Bypaß-stromes notwendig ist, kann die Verbindungsleitung (31) mit einer festen Einweg-Drossel (32) versehen werden. Für die notwendigen Neben- und Hilfssysteme der Reaktoranlage (hier nicht dargestellt) ist in Räumen (33) zwischen den Kreislaufbehältern (2) ausreichend Platz vorhanden (siehe F i g. 2). Alle Kühlmittel führenden Teile der Anlage sind mit einer Wärmeisolierung (34) versehen und bilden »heißgehende« Räume. Zur Strahlenabschirmung und zum Unfallschutz ist die gesamte Anlage mit einer Beionmantelung (35) versehen.

Hierzu 2 Blatt Zeichnungen

Claims (1)

1. Patentanspruch:

   Flüsigmetallgekühlte Kernenergieanlage, bei der das Primärkühlmittel aus einem Reaktorbehälter über Rohrleitungen in getrennt davon angeordnete Kreislaufbehälter gesaugt wird und nach Durchlaufen eines oder mehrerer in diesen angeordneten Zwischenwärmetauscher über weitere Rohrleitungen durch Pumpen in den Reaktorbehälter zurückgedrückt wird, wobei die Behälter nur teilweise mit dem Primärkühlmittel gefüllt sind, die Saug- und/oder Druckleitungen zum Dehnungsausgleich mit Schleifen versehen sind und die Gasplena aller Behälter miteinander über Druckausgleichsleitungen verbunden sind, wobei das aus dem Reaktorbehälter fließende, aufgeheizte Kühlmittel in den Kreislaufbehältern durch einen mit Öffnungen versehenen Strömungsleitzylinder von dem abgekühlten Kühlmittel getrennt ist, dadurch gekennzeichnet, daß ir den Strömungsleitzylinder (9) die Zwischenwärmetauscher (6) vom Tauchkühlertyp eingehängt sind.