DE2062933A1 - Kuhlsystem fur strömungsmittel gekühlten Kernreaktor - Google Patents
Kuhlsystem fur strömungsmittel gekühlten KernreaktorInfo
- Publication number
- DE2062933A1 DE2062933A1 DE19702062933 DE2062933A DE2062933A1 DE 2062933 A1 DE2062933 A1 DE 2062933A1 DE 19702062933 DE19702062933 DE 19702062933 DE 2062933 A DE2062933 A DE 2062933A DE 2062933 A1 DE2062933 A1 DE 2062933A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- cooling circuit
- feed water
- safety valve
- supply device
- cooling
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
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
Patentanwälte
Dipl. Ing. G. Wallactt ο 1 ntn «,
Dipl. I-α. α Koeh / U& 970
Y 12 969J* H/r
Dr. ,.Yiaibach 12 969J*· H/r
8 Εϊ:'ί·."·-ί'.;βη2
Kaufingerstr. 8, Tel. 240278 2062933
Kaufingerstr. 8, Tel. 240278 2062933
1. British Nuclear Design * Construction Limited, Whetstone, Leicester, England, Großbritannien
2. The English Electric Company
Bush House, Aldwych, LOEDON, WG2B 4 QJ»'.Großbritannien
Kühlsystem für strömungsart4telgekühlten Kernreaktor
Die Erfindung betrifft ein Kühlsystem für einen strömungsmitteigekühltan
Kernreaktor, der keine oder nur eine geringe Kapazität zur Absorption überschüssiger Wärme bei
einem Abfall von einem Betriebszustand mit hoher Auegangewärmeleistung besitzt.
Man hat Kühlsysteme für strömungsmitteigekühlte Kernreaktoren
vorgeschlagen, welche einen Waaser=Zwischenkühlkreislauf
zur Wärmeübertragung von dem Reaktorcore-Kühlmittel auf einen weiteren Kühlkreis und von da an eine Wärmesenke
wie beispielsweise das Meer oder die Atmosphäre aufweisen. Um die Integrität des Reaktors auch bei einem Totalausfall
der Eingangsenergieversorgung zu gewährleisten, müßten Not-Energieaggregate hoher Kapazität installiert werden,
welche die erforderliche Leistung zur Aufrechterhaltung der
notwendigen Zirkulation des Kühlmittels in dem Zwiechenkühlkrelslauf
und dem weiteren Kühlkreislauf zur raschen Wärmeabfuhr aus dem Reaktorcore-Kühlmittel gewährleisten.
109827/1009
Die Installation derartiger Not-Energiever-aorgtrageii wäre
teuer und unpraktisch; da die Investitionskosten derartiger NotenergieVersorgungen in einer engem Beziehung zu
ihrerLeiätiingsaisleguYig stehen,, war® es vom großem Vorteil»
wenn der Ges&mt&nergiebedarf der Noteaaergiiavea^sorgung unter
NotbedingungeiH feerafo-gesetsst werden küwiifte.
Die Erfindung betrifft somit &±n Kühl sys tesa für einen
strömungsmittelgekühlten Kernreaktor mit Einern Wasser-Zwischenkühlkreislauf
zur Wä:rmaüb@:rtragusig von deia Re&ktoreore-Kühlmittel
auf einen welteren Kühlkreislauf.
Zur Lösung dar erwähnten Aufgabe„ d, h. ~V@rrlxäges?ung des
Gee.smtenergiebedas f3 des Kühlsysteras im Notsustand, ist
gemäß der Erfindung vorgesehen, daß d&T Kühlmittalkreis-=
lauf mit einest Sicherheitsventil sum Äblas«j©n von fessar
oder Danspf &\λ& dem Kühlkreislauf, wenn der Druck in dem
ZwiachenkUhlkreislauf ©inen vorgegebenen ¥©rt Usersteigi;,
sowie mit eintir Nc^-Speisewasaersufuhrvorrich-fcuas versehen
ist j mittels welcher Sp«isowasesr unter Druck lsi den Kühlkreislauf
zum E-rsats! füi' durcfe das Sieherheitsvaatil abgelassenes
Wasser »der abgelassenen Daupf zygefährt wird»
Somit karm man bei. der »rfinduiagngemäßen A-uablldiaii-g^ bei
oder Ausfall der EingangaemörgieVersorgung für die
iiiiwäliEung ir.', dem ^wlsch&aikühlkreislauf das darin befindliche
Wa a ei er dme Boeinträcln-tiguiig der Sicherheit zum
S laden konitnöii lass «in» wodurch 3,3 Värme ans dem Reaktorkühlmittel
abiiarbiert. Auf di&3e ¥aise kann die von Not-Ene:rifieaggre.|»iitan
aufzubringend® Leistung ^^2* diei Aufrechterhai
tung der Wassasrumwriiaung in dam Zwischsnkühikreislauf
gart?- erheblich verjfijag©r*t werden.>
BAD ORIGINAL
.Λ 109827/1009
Nach bevorzugten Auegestaltungen der Erfindung kann vorgesehen
sein, daß die Not-Speisewasserzufuhrvorrichtung mit dem Zwischenktthlkreislauf an einer Stelle stromaufwärts
der dem Reaktorcore-Kühlmittel zugeordneten Wärmetauscher
verbunden ist, und daß das Sicherheitsventil stromabwärts dieser Wärmetauscher zwischen den Wärmetauschern
und dar Verbindungsstelle mit der Not-Speisewasserssufuhrverrichtung
angeordnet ist, und daß ±n dem ZwischenkUhlkreis stromaufwärts des Anschlusses der Not-Speisewasser
zufuhrvorrichtung jedoch stromabwärts das Sicherheitsventils
ein rückschlagventil vorgesehen ist.
Somit wird iia Betxiab dar Not-Speisewaeserzufuhrvorrichtung
Im wesentlichen das gesamte dem Zwischenkühlkreis-J
auf zugeführte Speisewasser durch die dem Reaktorcore-Kühlmittel
zugeordneten Wärmetauscher fließen und somit Wänae aus dem R&aktorcore-Kühlaiittel abziehen*
Im folgenden wird ein Ausführungebeispiel der Erfindung
anhand der Zeichnung beschrieben} diese zeigt eine schematische Teildarstellung eines Kühlsysteme gemäß der Erfindung.
Ein als Ganzes mit 1 bezeichneter Wasser-ZwischenkUhlkreislauf
weist einen Wärmetauscher mit einem Vorktihler 2 und
einem Zwischenkühl.&*· 3 tauf, welcher den Wärmeübergang zwischen
dem Zvisclienkühlkieislauf und dem Core-Kühlmittel
©ines am Me-er gelegenen, gasgüküh.lten Kernreaktors vermi-^cilt.
Der Vorküh.lei· 2 und d«»r Zwischenkühler 3 sind in
einer Wandung des JReaktcrdruckgefäQes h angeordnet und einer
(nicht dargestellten) Diroktkroislauf-Gasturbine zugeordnet»
velche Kühlgas tus deri Reaktorcore als Turbinen-
109827/1009
BAD ORIGINAL
arbeitsstrSmungsmittel verwendete
Ebenfalls in dem Zwlschenkühlkx® islauf ist ©in weiterer
Wärmetauscher 5 vorgesehen„ welcher den Wärmeübergang vom
Zwisehemkühlkreislauf auf einen weiteren Kühlkreislauf
herstellt, der als Ganzes mit 6 bezeichnet ist und Meerwasser
als Wärmesenke verwendet und mit ©iaer (nicht dargestellten) Zirkulierpumpe versehen ist» B©± einer im
Binnenland gelegenen Reaktoranlage kömat© dieser weitere
Kühlkreislauf beispielsweise ©inen oder mehirere Kühlturm©
|) ssur Abgabe der Warns© an die Atmosphäre statt an das Meer
aufweisen. Zum Ausgleich für -aormal© kleine Verlust© aus
dem Zwischeitktihlkroislauf ist eine Zufuhr von vorbehandeltera
(d. h. entmineralisierteta) Wasser über ©im nur in einer
Richtung durchlassendes oder Rückschlagventil 7 vorgesehen. Der Kühlkreislauf umfaßt ferner ©ine Zirkulierpumpe
8, an deren Druck- oder Austrittssöite ©in Rückschlagventil
9 vorgesehen ist.
Stromaufwärts des weiteren Wärmetauschers 5 ist für einen
weiter unten noeh beschriebenen Zweck ©in Sicherheitsventil 10 vorgesehen, dem ein (nicht dargestellter) Ventilationsabzug
zur Atmosphäre zugeordnet ist; des weiteren * sind in dem Zwischenkühlkreislauf stromaufwärts das Vorkühlers
2 ein© Not«Speisewass®rzufuhrvorrichtung mit einem
Not-Speisewassertank 11, einer Not-Speisewasserpumpe
12 und einem Rückschlagventil 13, in Reihe miteinander,
vorgesehen.
Im normalen Betrieb des Kühlsystems hält die Zirkulierpumpe
8 die Wa.ssarairkulation in dam ZwischenkUhlkreislauf
1 aufrecht, und entsprechend wird die Zirkulation
D ORIGINAL
109827/1009
in dem Kühlkreislauf 6 der Wärmesenke durch die entsprechende
(nicht dargestellte) Zirkulierpumpe aufrechterhalten.
Bei Rückgang oder Ausfall der Energieversorgung jedoch müßte üblicherweise Energie für die Pumpen von (nicht
dargestellten) Notaggregaten wie beispielsweise Batterien oder dieselbetriebenen Generatoren geliefert werden. Bei
einem derartigen Abfall oder Ausfall der normalen Eingangsenergieversorgung würde der Reaktor von der beispielsweise
vollen Reaktorausgangsleistung zurückgeschaltet,, und im
Hinblick auf die thermische Trägheit des (nicht gezeigten) Reaktorcores und des Unvermögens der Gasturbine, übermäßige
Wärme zu absorbieren, wäre in einem solchen Fall eine rasche
Kühlung des Reaktorcore-Kühlmittels von besonderer Bedeutung.
Bei der erfindungsgemäßen Anlage werden unter Notbedingungen die Zirkulierpumpen in dem Zwischenkreislauf 1 und in
dem Wärmesenkenkrelsiauf 6 gedrosselt und die Zirkulation
in den beiden Kreisläufen verlangsamt sich. Hierdurch steigt die Wassertemperatur in dem Vorkü'nler 2 und dem
Zwischenkühler 3 an, und das Wasser beginnt zu sieden.
Sobald dor Druck Ln dem Zwlschenktthlkreislauf einen vorgegebenen Wert übersteigt„ öffnet das Sicherheitsventil
und läßt Wasser und Dampf aus dem Zwischenkühlkreislauf
entweichen, die dabei Wiirme an die Atmosphäre mitführen. Gleichzeitig wird die Not-Speisewasserpumpe 12, die nur
ein verhältnismäßig geringen Energiebedarf besitzt, eingeschaltet und gleür.ht den Verlust des Über das Sicherheitsventil
10 austretenden Wassers oder Dampfes durch
Speisewasserzufuhr aus dem Notwassertank 11 aus. Im typisch
m Fall kann dieser Behälter genügend Wasser für 45
109827/1009
Minuten kontinuierliche Kühlung; enthalt@n„
Auf diese Weise wird es möglich,, das Phänomen dor latenten
Verdampfungswärme für dl© W&raeahfuhr aus dem Core-KUhl-»
mittel auszunutaara„ und die Strömungsgeschwindigkeit bsw»
dar Durchsatz in dem Zwischenktihlkral^lsäuf kasan be-$rM.chtlich
verringert werden, ■ typiseherwaisa v>.m ®&m=n Faktor
Das Rückschlagventil 9 gewährleistet;, daS dar Wässerzufluß
aus dem Notbehälter 11 über den Yorküblsrr 2 und ä&n Zwisehönkühler
3 läuft und daher der· erzsagte Dampf ±n Rieh-
tung zu dem Sicherheitsventil 10 ,gedrück-fc wirda Dear· Zirkulierpusffiipia
S wird kaine Eaerg'i© &ns a&m Noteiaörgiöaggre«
gat zugeführt, und die WasserstrSairaKAg durch d@n Wäraietauscher
5 hört auf o>d@r wird doch stark redusisi'iis Somit kann
die Wasseratröiaung' lsi a&m Värmeaenkenkühlkreislauf δ zum
Stillstand kommen, da k©iia© Wäraie von dom ¥ärEie>tausofeer 5
meiiir abgeführt zu werdea braucht, und auch dar Energiebedarf*
d®r Pump© In dem Wärmesetlkankühlkreislauf 6 braucht
daher, ebansowenig' wie der Eaiergji©bedarf der Fump© 8e dureii
dae Notenergieaggr^igat aufgebracht zn werdesra.
Man erkennt, daß die Erfindung· ©iraa gmns erheblichs Verringerung
der Auslegung ermögüöht, mit waleher di@ Anlage
zur Aufrechterhaltung ®lsi«as Kfihlsiaittelstroias in dem Kühlsystem unter Nofcbedingurigen installiert -werden
Paten icaasprUche %
109827/1009 BAD original
Claims (1)
- PatentansprücheTΛJ Kühleyetem für einen strömungsmittelgektihlten Kern- ^-^ reaktor mi+- einem Wasser- Zwischenktihlkreislauf zur Wärmeüberti'agUEg von dem Reaktorcore-Kühlmitiel auf einen weiteren Kühlkreislauff dadurch g e k e η η ζ β i c h η e 1 , daß der Kühlmittelkreislauf (i) mit o.inem Sicherheiteventil (1O) zum Ablassen von Wasser oder Dampf aus dem Kühlkreislauf (1), wenn der Druck in dem Zwischenkühlkreielauf (1) einen vorgegebenen Werfe Übersteigt, sowie mit einer Not-Speisewasserzufuhr vorrichtung (11, 12, 13) versehen ist, mittels welcher Speisewasser unter Druck in den Kühlkreislauf (i) Kum Ersatz für durch das Sicherheitsventil (1O) abgelassenes Wasser oder abgelassenen Dampf augeführt wird.2„ Kühlsystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Not-Speisewasserzufuhrvorrichtung (11 - 13) rait dem Z^ischenkühlkreislauf (i) an einer Stelle stromaufwärts der dem Reaktorcore-KÜhlraittel zugeordneten Wärmetauscher (2, 3) verbunden ist, und daß das Sicherheitsventil (lO) stromabwärts dieser Wärmetauscher (2, 3) zwischen den Wärmetauschern und der Verbindungsstelle mit der Not-Speisewasserzufuhrvorrichtung angeordnet ist.3« Kühlsystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß in den ZwischenkUhlkreis (i) stromaufwärts des Anschlusses der Not-Speieewasserzufuhrvorrichtung (11 bis109827/100913) jedoch stroiaalrrJäris «less Sicherheitsventils (I1() en. ist·10 9 8 2 7/1009
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB6281569 | 1969-12-24 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2062933A1 true DE2062933A1 (de) | 1971-07-01 |
Family
ID=10488518
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19702062933 Pending DE2062933A1 (de) | 1969-12-24 | 1970-12-21 | Kuhlsystem fur strömungsmittel gekühlten Kernreaktor |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5117677B1 (de) |
DE (1) | DE2062933A1 (de) |
FR (1) | FR2073493B1 (de) |
GB (1) | GB1336716A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113539530A (zh) * | 2021-07-05 | 2021-10-22 | 西安交通大学 | 深海潜航用固态堆芯核反应堆应急热量导出系统及工作方法 |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2007116045A1 (en) * | 2006-04-12 | 2007-10-18 | Shell Internationale Research Maatschappij B.V. | Apparatus and process for cooling hot gas |
FR2985842B1 (fr) * | 2012-01-18 | 2014-02-21 | Technicatome | Systeme pour evacuer la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
CN103206886B (zh) * | 2013-03-28 | 2015-04-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种水冷壁换热管热交换界面强化换热结构 |
CN109727688B (zh) * | 2018-12-29 | 2022-11-22 | 福建福清核电有限公司 | 核电厂重要厂用水泵和循泵应急轴封水供应系统及方法 |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1308523A (fr) * | 1961-12-27 | 1962-11-03 | Interatom | Installation de refroidissement de réacteur nucléaire pour un navire |
-
1969
- 1969-12-24 GB GB6281569A patent/GB1336716A/en not_active Expired
-
1970
- 1970-12-21 DE DE19702062933 patent/DE2062933A1/de active Pending
- 1970-12-22 FR FR7046171A patent/FR2073493B1/fr not_active Expired
- 1970-12-24 JP JP45116857A patent/JPS5117677B1/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113539530A (zh) * | 2021-07-05 | 2021-10-22 | 西安交通大学 | 深海潜航用固态堆芯核反应堆应急热量导出系统及工作方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5117677B1 (de) | 1976-06-03 |
FR2073493A1 (de) | 1971-10-01 |
GB1336716A (en) | 1973-11-07 |
FR2073493B1 (de) | 1975-03-21 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2606469C3 (de) | ||
DE69016685T2 (de) | System zur Wärmeabfuhr aus einem Behälter. | |
DE69313046T2 (de) | Abschwächung eines Dampferzeugerrohrbruches in einem Druckwasserreaktor mit einem passivem Sicherheitssystem | |
DE2241303C3 (de) | Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage | |
DE3435255A1 (de) | Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen | |
DE2634780A1 (de) | Notkuehleinrichtung fuer gasgekuehlte kernreaktoren | |
DE1764504A1 (de) | Reaktorkuehlsystem | |
DE3435256C2 (de) | ||
US4666662A (en) | Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor | |
DE2459150C3 (de) | Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfalls-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall | |
DE2062933A1 (de) | Kuhlsystem fur strömungsmittel gekühlten Kernreaktor | |
EP0736214B1 (de) | Sicherheitseinspeise- und boriersystem für einen druckwasserreaktor und verfahren zum betrieb eines solchen systems | |
DE2547573A1 (de) | Kernreaktor | |
DE3212215A1 (de) | Kuehleinrichtung fuer kernreaktoren | |
DE1137810B (de) | Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen | |
DE2336146A1 (de) | Dampferzeugende kernreaktoranlage | |
DE2521269B2 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE2440140A1 (de) | Not-kuehlsystem fuer einen gasgekuehlten kernreaktor | |
DE3335268C2 (de) | ||
DE1489955B1 (de) | Dampfgekuehlter Kernreaktor | |
DE3425144A1 (de) | In der kaverne eines druckbehaelters angeordnete kernreaktoranlage | |
EP1089294B1 (de) | Vorrichtung zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter | |
DE2732774A1 (de) | Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor | |
DE2509836A1 (de) | Sicherheitskuehl-vorrichtung fuer kernreaktor | |
DE2360293A1 (de) | Hilfseinrichtung zur waermeabfuhr fuer kernreaktoren |