DE1115846B - Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen - Google Patents
Notkuehleinrichtung fuer KernreaktoranlagenInfo
- Publication number
- DE1115846B DE1115846B DED30937A DED0030937A DE1115846B DE 1115846 B DE1115846 B DE 1115846B DE D30937 A DED30937 A DE D30937A DE D0030937 A DED0030937 A DE D0030937A DE 1115846 B DE1115846 B DE 1115846B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- heat exchanger
- cooling device
- reactor
- emergency cooling
- exchanger elements
- 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
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- 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
-
- 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)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
- Notkühleinrichtung für Kernreaktoranlagen Die Erfindung betrifft eine Notkühleinrichtung für im Normalbetrieb im Primärkreislauf mit Zwangumlauf arbeitende Kernreaktoren mit einem vertikal stehenden Wärineaustauscher, welcher in bezug auf den Reaktorkern so angeordnet ist, daß bei einer Notabschaltung die Reaktorrestwärme infolge eines natürlichen Umlaufes des primären Kühlmittels abzuführen ist.
- Bei Kernreaktoren mit Zwangumlaufkühlung ist es aus Sicherheitsgründen zum Zweck einer Notkühlung erforderlich, beim Ausfall der Umwälzpumpen die Restwärme aus dem Reaktor abzuführen. Bei den bekannten Anlagen wurde zu diesem Zweck der Wärmeaustauscher höher aufgestellt, um eine für die Notkühlung wirksame geometrische Höhendifferenz zu erzielen. Dadurch entsteht bei Ausfall der Pumpen ein natürlicher Unilauf. Bei anderen bekannten Anlagen wird ein vom Primärkühlkreislauf unabhängiger Notkühlkreislauf mit natürlichem Umlauf vorgesehen. Diese Maßnahmen bedingen jedoch, daß der umbaute Raum für einen Reaktor größer wird oder daß zusätzliche Kreisläufe eingebaut werden. Zur Verbesserung der Notkühleinrichtungen wird nunmehr gemäß der Erflndung vorgeschlagen, daß im oberen Teil des Wärmeaustauscherkessels oberhalb der Hauptwärmeaustauscherelemente noch besondere Wärmeaustauscherelemente angeordnet sind.
- Durch diese Maßnahme wird, wie im folgenden gezeigt wird, erreicht, daß die für den Naturumlauf wichtige Höhendifferenz zwischen Mitte Reaktor und Mitte Wärmeaustauscher vergrößert wird, ohne daß eine zusätzliche Bauhöhe erforderlich ist.
- Die Zeichnung stellt den Gegenstand der Erfindung in einem Ausführungsbeispiel schematisch dar. Dabei wird die aus einem Reaktor 1 kommende Wärme einem Wärmeaustauscher 2 mit den Rohrgruppen 3 und 4 zugeführt. Die Rohrgruppe 4 wird nur zur Notkühlung beim Ausfall der Umwälzpumpen verwendet.
- Für die Reaktorleistung, die mittels natürlichem Umlauf abgeführt werden kann, gilt in erster Näherung die Gleichung (vgl. Aufsatz von H. Benzler in Atomkernenergie, Juliheft 1960)
(pTS = Reaktorleistung, die mittels natürlichen Um- laufs abgeführt werden kann [-], H = Höhendifferenz zwischen Mitte Wärmeüber- trager und Mitte Reaktor [m], Yi = spezifisches Gewicht des Kühlmittels am Austritt aus dem Wärmeübertrager [hp/m3], 72 = spezifisches Gewicht des Kühlmittels am Eintritt in den Wärmeübertrager [hp/M3], A,pge" = Gesamtdruckverlust des Kühlmittels im Kühl- kreislauf [hp/M2]. - Baut man nun, wie es vorliegend vorgesehen ist, oben im Dampferzeuger zusätzlich besondere Wärmeaustauscherelemente ein, die die Restwärme abführen, so ist dann LI die Höhendifferenz zwischen der Mitte dieser besonderen Wärmeaustauscherelemente und Mitte Reaktor.
- Bei einem gasgekühlten Reaktor der englischen Bauart Calder Hall ist beispielsweise die HöhendilTerenz zwischen Mitte Dampferzeuger und Mitte Reaktor HD = 10 in und die Dampferzeugerhöhe L etwa 30 m, so daß die Hälfte von 30 in zu HD hinzukommt. Man erhält dann als Höhendifferenz zwischen Mitte Kühlpaket und Mitte Reaktor Somit ist die zulässige Reaktorleistung, die mit natürlichem Umlauf abgeführt werden kann, da ist, 1,58mal größer als ohne die vorliegende Maßnahme.
- Bei gleicher HöhendfiTerenz zwischen Dampferzeugermitte und Reaktormitte kann also 1,58mal mehr Restwärme abgeführt werden, oder aber die gleiche Restwärme kann mit einer 2,5mal kleineren Höhendifferenz HD abgeführt werden. Das ist der Vorteil, der gegenüber den Notkühleinrichtungen erzielt wird, welche mit einem normalen Wärmeaustauscher arbeiten.
- Infolge der hohenTemperaturdifferenzenimWärmetauscher genügt es, eine verhältnismäßig kleine Wärmeaustauscherfläche zum Abführen der Restwärme anzubringen. So wird vorgeschlagen, daß die besonderen Wärmeaustauscherelemente Kühlrohrbündel sind, die an den sekundären Kühlkreislauf für die Hauptwärmeaustauscherelemente angeschlossen sind.
- Gemäß einem weiteren Vorschlag können die besonderen Wärmeaustauscherelemente Überhitzerbündel sein.
Claims (2)
- PATENTANSPRÜCHE: 1. Notkühleinrichtung für im Normalbetrieb im Primärkreislauf mit Zwangumlauf arbeitende Kernreaktoren mit einem vertikal stehenden Wärmeaustauscher, welcher in bezug auf den Reaktorkern so angeordnet ist, daß bei einer Notabschaltung die Reaktorrestwärme infolge eines natürlichen Umlaufes des primären Kühlmittels abzuführen ist, dadurch gekennzeichnet, daß im oberen Teil des Wärmeaustauscherkessels (2) oberhalb der Hauptwärmeaustauscherelemente (3) noch besondere Wärmeaustauscherelemente (4) angeordnet sind.
- 2. Notkühleinrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die besonderen Wärmeaustauscherelemente (4) Kühlrohrbündel sind. 3. Notkühleinrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, -daß die Kühlrohrbündel an den sekundären Kühlkreislauf f ür die Hauptwärmeaustauscherelemente (3) angeschlossen sind. 4. Notkühleinrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die besonderen Wärmeaustauscherelemente (4) Überhitzerbündel sind. In Betracht gezogene Druckschriften: Ahippingport Pressurized Water Reactor«, Reading (USA.), 1958, S. 246 bis 251; Ch. Starr und R. W..Dickinson, »Sodium Graphite Reactors«, Reading (USA.), 1958, S. 153, Kapitel 6-2. 1, und Si, 164.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED30937A DE1115846B (de) | 1959-06-24 | 1959-06-24 | Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED30937A DE1115846B (de) | 1959-06-24 | 1959-06-24 | Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1115846B true DE1115846B (de) | 1961-10-26 |
Family
ID=7040711
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DED30937A Pending DE1115846B (de) | 1959-06-24 | 1959-06-24 | Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1115846B (de) |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1276227B (de) * | 1965-08-12 | 1968-08-29 | Escher Wyss Ag | Gasturbinenanlage mit einem das Arbeitsmittel direkt aufheizenden Atomkernreaktor mit Notkuehlung |
US3968653A (en) * | 1973-10-02 | 1976-07-13 | Electricite De France (Service National) | Apparatus for the removal of after heat in a sodium-cooled fast reactor |
DE2521269A1 (de) * | 1975-05-13 | 1976-11-25 | Kraftwerk Union Ag | Druckwasserreaktor |
JPS5916238B2 (ja) * | 1972-04-08 | 1984-04-13 | インタ−アトム インタ−ナツイオナ−レ アトムレアクト−ルバウ ゲゼルシヤフト ミツト ベシユレンクテル ハフツング | 原子炉の緊急冷却装置 |
US4713213A (en) * | 1984-12-18 | 1987-12-15 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear reactor plant housed in a steel pressure vessel with a gas cooled small high temperature reactor |
US4761260A (en) * | 1986-06-27 | 1988-08-02 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel |
WO1997011468A2 (de) * | 1995-09-20 | 1997-03-27 | Siemens Aktiengesellschaft | Kühlkreislauf |
-
1959
- 1959-06-24 DE DED30937A patent/DE1115846B/de active Pending
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
None * |
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1276227B (de) * | 1965-08-12 | 1968-08-29 | Escher Wyss Ag | Gasturbinenanlage mit einem das Arbeitsmittel direkt aufheizenden Atomkernreaktor mit Notkuehlung |
JPS5916238B2 (ja) * | 1972-04-08 | 1984-04-13 | インタ−アトム インタ−ナツイオナ−レ アトムレアクト−ルバウ ゲゼルシヤフト ミツト ベシユレンクテル ハフツング | 原子炉の緊急冷却装置 |
US3968653A (en) * | 1973-10-02 | 1976-07-13 | Electricite De France (Service National) | Apparatus for the removal of after heat in a sodium-cooled fast reactor |
DE2521269A1 (de) * | 1975-05-13 | 1976-11-25 | Kraftwerk Union Ag | Druckwasserreaktor |
US4713213A (en) * | 1984-12-18 | 1987-12-15 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear reactor plant housed in a steel pressure vessel with a gas cooled small high temperature reactor |
US4761260A (en) * | 1986-06-27 | 1988-08-02 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel |
WO1997011468A2 (de) * | 1995-09-20 | 1997-03-27 | Siemens Aktiengesellschaft | Kühlkreislauf |
WO1997011468A3 (de) * | 1995-09-20 | 1997-04-17 | Siemens Ag | Kühlkreislauf |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2445553C3 (de) | Einrichtung zum Abführen der Restwärme aus einem Natrium-gekühlten schnellen Brutreaktor | |
DE1051425B (de) | Druckwasserreaktoranlage mit UEberhitzung des Arbeitsmittels | |
DE1115846B (de) | Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen | |
DE2459150A1 (de) | Verfahren und schaltungsanordnung zur abfuhr der nachzerfalls-waerme eines druckwasser-reaktors im stoerfall | |
DE2427539A1 (de) | Gasgekuehlter kernreaktor | |
DE2621258A1 (de) | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr | |
DE2521269C3 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE1023829B (de) | Anordnung zur Unterstuetzung des Fluessigkeitsumlaufes in heterogenen Kernreaktoren | |
DE2656096C3 (de) | Reinigungsanlage für das in dem Dampferzeuger eines Kernreaktors zu verdampfende Wasser | |
DE2700168C3 (de) | Einrichtung zur Abfuhr von Nachzerfallswärme bei einer mit Kernenergie beheizten Dampfkraftanlage | |
DE2656412A1 (de) | Waermetauscher mit in einem kernreaktor erhitztem primaermedium und einer hilfskuehlvorrichtung | |
DE2732774A1 (de) | Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor | |
DE2143026C2 (de) | Kraftwerk mit einem Wärmeerzeugungs-Kernreaktor | |
DE1189214B (de) | Verfahren und Reaktorsystem zur Steuerung der Spaltgasmenge in homogenen Siedekernreaktoren | |
DE1128573B (de) | Kernreaktoranlage zur Erzeugung ueberhitzten Dampfes mit einem Kernreaktor mit heterogenem Reaktorkern | |
DE1126527B (de) | Reaktoranlage mit einem in einem Druckkessel befindlichen Kernreaktor | |
Siemens | HTR 8 Module: Process Engineering Design. Chapter 2.2 | |
GB1132465A (en) | Nuclear reactors | |
DE2624243A1 (de) | Nachwaermeabfuhrsystem fuer kernkraftwerksreaktoren | |
DE2009000A1 (de) | Nuclear-Kraftwerk | |
DE1185309B (de) | Einrichtung zur Notkuehlung eines Kernreaktors | |
DE1240596B (de) | Thermischer Brueter | |
DE855996C (de) | Verfahren zur Entnahme des eingedickten Kesselwassers bei Hochdruckdampfkesseln | |
DE2051064A1 (de) | Kern fur einen kombinierten schnellen Konverter Bruter Reaktor | |
Schilling | Emergency feedwater system for cooling nuclear power plants |