DE1526995B1 - Atomkraftanlage - Google Patents

Atomkraftanlage

Info

Publication number
DE1526995B1
DE1526995B1 DE19671526995 DE1526995A DE1526995B1 DE 1526995 B1 DE1526995 B1 DE 1526995B1 DE 19671526995 DE19671526995 DE 19671526995 DE 1526995 A DE1526995 A DE 1526995A DE 1526995 B1 DE1526995 B1 DE 1526995B1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
reactor
power plant
nuclear power
valves
quick
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
DE19671526995
Other languages
English (en)
Inventor
Arto Kaipainen
Aake Rullgaard
Carl Gosta Skygge
Cnut Sundqvist
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.)
ALLMAENNA SVENSKA ELEK SKA AG
Original Assignee
ALLMAENNA SVENSKA ELEK SKA AG
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 ALLMAENNA SVENSKA ELEK SKA AG filed Critical ALLMAENNA SVENSKA ELEK SKA AG
Publication of DE1526995B1 publication Critical patent/DE1526995B1/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/06Reactor and engine not structurally combined with engine working medium circulating through reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/10Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Description

1 2
Die Erfindung betrifft eine Atomkraftanlage mit Zeitpunkt die Aufgabe erfüllen kann, für die es an
einem in einem Reaktorgehäuse angeordneten Siede- sich vorgesehen ist, soll nicht mehr Dampf als nötig
wasserreaktor, von dem Dampf über eine Leitung zum Bassin abgeleitet werden. Die genannten schnell
einer Turbine zwecks Erzeugung elektrischer Energie öffnenden Ventile werden deshalb so angeordnet,
zugeführt wird. 5 daß sie bei einer Betriebsstörung nur kurze Zeit ge-
Bei Atomkraftanlagen, die als sogenannte Direkt- öffnet werden, wonach der Überschußdampf in bezyklussieder ausgeführt sind, d. h. ohne Wärmeaus- kannter Weise über ein oder mehrere Ablaßventile tauscher zwischen der Reaktoreinheit und der Tür- zum Hauptkondensator der Turbine abgeleitet wird, bine, hat man bisher bei Netzausfall bei voller Last Dieser letztere Teil der Ablaßanordnung kann beein Schnellstoppen des Reaktors auf Grund des io deutend kleiner und billiger gemacht werden als bei schnell steigenden Druckes im Dampfsystem nicht einer Anlage, bei der man nicht die Wärmesenke im verhindern können. Ein Schnellstoppen des Reaktors Wasserbassin für Dampfableitung während der ersten bedeutet jedoch, daß es eine beträchtliche Zeit, un- Sekunden nach dem Netzausfall ausnutzt,
gefähr einen Tag, dauert, bis die Anlage von neuem Die Steuerung der Anlage bei einem Netzausfall gestartet und wieder an das Netz geschaltet werden 15 wird zweckmäßig mittels eines sogenannten Ablaßkann. Die Folgen einer verhältnismäßig kurzen Be- reglers ausgeführt, der öffnungsbefehle an die getriebsstörung im elektrischen Netz sind deshalb bei nannten schnellöffnenden bzw. Ablaßventile sendet Anlagen dieses Typs verhältnismäßig groß. Wenn die und eine Reduzierung der Reaktorleistung auf ein im Anlage mit verhältnismäßig niedriger Leistung be- voraus gewähltes Leistungsniveau zustande bringt,
trieben wird, hat man bei Netzausfall ein Schnell- 20 Die genannten schnellöffnenden Ventile können stoppen des Reaktors vermeiden können, indem man übrigens auch für die Drucksicherung des Reaktorden Überschußdampf zum Kondensator der Turbine tanks verantwortlich sein, wobei die gesamte instalabgeleitet hat. Dieser Kondensator ist jedoch norma- lierte Ventilkapazität wesentlich reduziert wird,
lerweise nicht dafür vorgesehen, momentan die gro- Die Erfindung ist im folgenden an Hand der Zeichßen Dampfmengen verarbeiten zu können, die bei 25 nung näher beschrieben, die schematisch ein Aus-Netzausfall bei größerer Belastung abgeleitet werden führungsbeispiel einer Atomkraftanlage mit einer müssen. Die Dampfgeschwindigkeit längs der Kon- erfindungsgemäßen Ablaßanordnung zeigt,
densatorrohre wird dabei nämlich so groß, daß die F i g. 1 zeigt einen Kernreaktor 1, der in einem aus Festigkeit der Rohre gefährdet wird. Diesen Konden- Beton ausgeführten Reaktorgehäuse 2 angeordnet ist. sator so auszuführen, daß er für den genannten 30 Der Reaktor ist ein Siedewasserreaktor, dessen Kühl-Zweck verwendet werden und ein Schnellstoppen des mittel aus leichtem Wasser besteht. Der Reaktor-Reaktors auch bei voller Leistung der Anlage bei kern 3 besteht aus einer großen Zahl von Brennstoff-Netzausfall verhindern könnte, ist sowohl aus techni- elementen, durch die Kühlmittel aus einem mit Wasschen als auch aus wirtschaftlichen Gesichtspunkten ser gefüllten, unter dem Reaktorkern liegenden unzweckmäßig. Außerdem werden dabei das Ablaß- 35 Raum 4 strömt. Das durch die Brennstoffelemente ventil und seine Steuerausrüstung besonders kost- strömende Wasser wird bis zum Sieden erwärmt, und spielig. Der Hauptzweck der Erfindung ist, bei einer der Dampf strömt in einen Dampfraum 5 über dem Siedewasserrektoranlage mit direktem Dampfzyklus Reaktorkern. Vom Dampfraum 5 wird der Dampf die genannten Nachteile zu vermeiden und zu errei- über die Hauptdampfleitung 6 zu einer Turbine 7 gechen, daß ein Netzausfall bei voller Last ohne 40 leitet, die einen elektrischen Generator 8 antreibt. Schnellstoppen des Reaktors und mit verhältnismäßig Der von der Turbine ausströmende Dampf wird in einfachen Mitteln gemeistert werden kann. einen Kondensator 9 geleitet, wo er kondensiert. Das
Bei bekannten Anlagen der genannten Art wird Kondensat wird über die Speisewasserleitung 10 mit
gewöhnlich aus Sicherheitsgründen ein Wasserbassin Hilfe von Kondensat- und Speisewasserpumpen 11
im Reaktorgehäuse angeordnet. Dieses Bassin wird 45 zurück zum Reaktor gepumpt,
unterhalb des Reaktors angebracht und dient als Die im Reaktor entwickelte Leistung kann auf zwei
Wärmesenke bei einem eventuellen Rohrbruch. Um verschiedene Arten geregelt werden, einerseits durch
diesen Zweck zu erfüllen, muß das Bassin ein nicht Verschieben von mehreren Absorbatorstäben 12 und
allzu kleines Volumen haben, und die Temperatur des andererseits durch Änderung der Zirkulation durch
Wassers muß bedeutend niedriger als die Reaktor- 50 den Reaktorkern mit Hilfe einer Zirkulationspumpe
temperatur sein, z. B. Zimmertemperatur. Nach der 13, die von einem Motor 14 mit variabler Drehzahl
Erfindung kann nun ein Schnellstoppen des Reaktors angetrieben wird. Der nominelle Arbeitsdruck des
bei Netzausfall dadurch vermieden werden, daß man Reaktors kann beispielsweise 70 bar sein, entspre-
die Anlage so ausführt, daß das Dampfsystem des chend einer Temperatur für gesättigten Wasserdampf
Reaktors mit dem im Reaktorgehäuse angeordneten 55 von 286° C.
Wasserbassin über mehrere schnellöffnende Ventile Das Reaktorgehäuse 2 ist durch eine Trennwand verbunden werden kann, die bei einer plötzlichen und 15 in einen oberen Raum 16, in dem sich der Reakverhältnismäßig großen Verminderung der Last tor 1 befindet, und einen unteren Raum 17, der ein schnell geöffnet werden. Durch diese Anordnung Bassin mit Wasser 18 enthält, aufgeteilt. Vom oberen kann der Überschüßdampf unmittelbar nach einem 60 Raum 16 führen mehrere Rohre 19 in das Wasser-Netzausfall zum Wasserbassin geleitet werden, wo er bassin 18, ihre primäre Aufgabe ist, bei einem evenkondensiert und wobei die Drucksteigerung im tuellen Rohrbruch vom Reaktor ausströmendes Was-Dampfsystem unter dem für ein Schnellstoppen des ser oder ausströmenden Dampf im Reaktorgehäuse Reaktors kritischen Wert gehalten werden kann. zu sammeln und zu kühlen.
Der Dampf, der-durch die schnell öffnenden Ven- 65 Die Anlage ist vorgesehen, bei normalem Betrieb tile abgelassen wird und in das mit Wasser gefüllte eine konstante Leistung an das elektrische Netz abBassin strömt, verursacht ein Steigen der Wasser- zugeben, an dem der Generator 8 angeschlossen ist. temperatur im Bassin. Damit das Bassin zu jedem Diese gewünschte Leistung wird auf einem Leistungs-
3 4
regler 20 durch einen manuellen Eingriff eingestellt, diskriminators übersteigt, erhält man ein Signal auf
was mit dem Pfeil 21 angegeben ist. Bei eventuellem dessen Ausgang. Bei einem Netzwegfall werden die
Unterschied zwischen der wirklich gelieferten Lei- Schaltorgane 37 so beeinflußt, daß sie schließen, und
stung und dem gewünschten Wert wird die Dreh- das Signal vom Niveaudiskriminator beeinflußt dabei
zahlft2 für den Dreiphasengenerator 22 beeinflußt, 5 das betreffende Ventil 34, das öffnet. Wenn die
der z. B. über eine hydraulische Kupplung 23 von Tendenz zu erhöhtem Druck beseitigt ist, wird ein
einem Motor 24 getrieben wird, der mit konstanter Befehl zum Schließen der Ventile 34 gegeben, gleich-
Drehzahl läuft. Der Pumpenmotor 14, der ein Asyn- zeitig übernimmt das Ablaßventil 30 die Druckrege-
chronmotor mit Kurzschlußanker ist, wird dadurch lung (Konstantdruckhaltung). Die Übertragung der
mit variabler Frequenz gespeist, was zur Folge hat, io Druckregelung zum Ablaßventil kann man sich wie
daß die von der Pumpe 13 durch den Brennstoffkern folgt vorstellen:
getriebene Zirkulationsmenge geändert wird. Dies Nachdem die erste schnelle Drucksteigerung nach bringt wiederum eine Veränderung der Leistungsent- dem Netzausfall abgebrochen worden ist, hauptsächwicklung im Reaktor mit sich, bis diese dem ge- Hch mit den Ventilen 34, und der Druck begonnen wünschten Wert entspricht. Die Leistung kann auch 15 hat, sich einem festen Wert zu nähern, werden die durch Ändern der Lage der Absorbatorstäbe 12 ge- Steuersignale zu den Ventilen 34 eins nach dem anregelt werden. deren weggeschaltet, wobei die totale Ausblasekapa-
Zum Konstanthalten des Druckes im Dampfsystem zität der Ventile begrenzt wird. Das Wegschalten der ist ein Druckregler 25 angeordnet, der über eine Ver- Steuersignale kann man sich so vorstellen, daß die bindung 26 den Dampfdruck abtastet. Durch die Lei- 20 Schaltorgane 37 sukzessiv entweder automatisch oder tungen 27 und 28 kann dann der Druckregler das manuell geöffnet werden. Der Drucksteigerungs-Turbinenbeaufschlagungsventil 29 in der Haupt- tendenz, die dabei entsteht, wird nun durch das Abdampfleitung 6 beeinflussen bzw. das Ablaßventil 30, laßventil 30 entgegengewirkt, dessen Geschwindigkeit durch das bei zu hohem Druck Überschußdampf zum genügend ist, um die kleinen Störungen zu kompen-Kondensator 9 abgeleitet werden kann. 25 sieren, die entstehen, wenn die Ventile 34 sukzessiv
Das Ventil 30 ist sonst bei normalem Betrieb ge- geschlossen werden. Weil die Reaktorleistung inzwi-
schlossen, wird aber bei Start und Abstellen geöffnet. sehen durch die Verminderung der Drehzahl der Zir-
Bei einem plötzlichen Netzausfall steigt die Dreh- kulationspumpel3 bedeutend abgenommen hat, kann zahl H1 der Turbine 7 sehr schnell, was über eine nun das Ablaßventil 30 trotz seiner begrenzten Kapa-Leitung 31 von einem Ablaßregler 32 registriert wird, 30 zität die Druckregelung übernehmen,
der dabei über die Leitung 33 Befehle zum Öffnen Während der Zeit, in der das elektrische Netz wegan eine Anzahl im Reaktorgehäuse 2 angeordneter geschaltet wurde, läuft nun die Turbine als sogeschnellöffnender Ventile 34 sendet, was gleichzeitig nannte Hausturbine, wobei die für Zirkulationspumdamit geschieht, daß das Ventil 29 die Dampfzufuhr pen notwendige Energie und die übrige zum Aufzur Turbine drosselt. Gleichzeitig sendet der Ablaß- 35 rechterhalten der Betriebsbereitschaft der Anlage regler 32 Öffnungsbefehle an das Ablaßventil 30, das notwendigen Organe erhalten werden können, langsamer sein kann als die Ventile 34, und außerdem Sobald die Betriebsstörung im elektrischen Netz an ein oder mehrere Ventile 35, deren Aufgabe es ist, behoben ist, kann die Anlage daher sofort an das zu bewirken, daß in den Kondensator einströmender Netz geschaltet werden. Die Erfindung bedeutet, daß Dampf erst mit Wasser vermischt wird, um dadurch 40 eine Atomkraftanlage dieser Art erheblich besser die Dampftemperatur herabzusetzen. Weiter wird ausgenutzt werden kann als früher bekannte Anlagen, gleichzeitig vom Ablaßregler ein Befehl zum Lei- bei denen ein durch einen verhältnismäßig kurzen stungsregler 20 für die Reduzierung der Reaktor- Abbruch der Stromversorgung verursachtes Schnellleistuni; auf ein im voraus gewähltes Leistungsniveau stoppen des Reaktors zur Folge hatte, daß die betrefabgegeben, beispielsweise auf 50 % der vollen Last. 45 fende Anlage beträchtliche Zeit außer Betrieb gesetzt
Während der ersten Sekunden nach einem Netz- wurde.
ausfall wird also erfindungsgemäß die vorhandene Für die fortlaufende Kontrolle dafür, daß kein
Wärmesenke im Wasserbassin 18 der Reaktorumhül- Fehler in den Niveaudiskriminatoren entsteht, sind
lung zum Ablassen des Überschußdampfes über die deren Ausgangsklemmen über einen summierenden
schnellöffnenden Ventile 34 benutzt. Die Steueraus- 50 Verstärker 41, z. B. an den y-Anschluß eines xy-
rüstung für diese Ventile ist schematisch in Fig. 2 Schreibers 42 angeschlossen, während der x-An-
gezeigt, wo die verschiedenen Ventile mit 34.1 bis Schluß des Schreibers vom Druckgeber 40 gespeist
34.4 bezeichnet sind. In der Figur sind nur vier Ven- wird. Wenn die Ausrüstung fehlerfrei ist, befindet sich
tile gezeigt, aber in der Praxis kann es zweckmäßig dann das registrierende Organ des Schreibers auf
sein, z. B. 10 bis 20 Stück zu verwenden. Die Ventile 55 einer gegebenen Treppenstufenkurve, wie in der
sind über mehrere Schaltorgane 37 je an einen Ni- Figur gezeigt ist. An Stelle eines xy-Schreibers kön-
veaudiskriminator 38.1 bis 38.4 geschaltet. Die nen natürlich andere Typen von Registrierungsvor-
Schaltorgane und Niveaudiskriminatoren bilden die richtungen für zwei Signale verwendet werden. Um
in F i g. 1 gezeigte Steuereinheit 36. Jeder Niveau- bei Anzeige von Fehlern schnell entscheiden zu kön-
diskriminator wird über Leitungen 39.1 bis 39.4 mit 60 nen, welcher der Niveaudiskriminatoren fehlerhaft
einem für jeden Diskriminator spezifischen Bezugs- ist, ist eine Lampentafel 43 angeordnet worden,
signal gespeist, das einem Druck in der Nähe des Für einen Reaktortank des hier vorgesehenen Typs
Arbeitsdruckes des Reaktors entspricht. Von einem muß immer eine Drucksicherung angeordnet werden,
im Dampfsystem angeordneten Druckgeber 40 wird die normalerweise durch mehrere separate Sicher-
außerdem über die Leitung 26 ein dem Druck im 65 heitsventile erreicht wird, die bei einem höheren
Dampfsystem proportionales Signal einem jeden der Druck als dem Betriebsdruck öffnen. Diese Funktion
Niveaudiskriminatoren zugeführt. Wenn das Signal kann jedoch bei einer erfindungsgemäßen Anlage mit
vom Druckgeber 40 das Bezugssignal eines Niveau- Vorteil gleichzeitig durch die für Ablaßzwecke vor-
gesehenen Ventile 34 ausgeführt werden, weshalb besondere Sicherheitsventile vermieden werden können.
Als Kühlmittel im Reaktor kann im Prinzip schweres oder leichtes Wasser verwendet werden. Für das Wasserbassin 18 kann jedoch wegen seiner Größe nur leichtes Wasser in Frage kommen. Weil bei einem Ablaßvorgang eine nicht unbedeutende Menge des Kühlmittels durch Mischung mit dem Inhalt des Bassins 18 verlorengeht, ist es aus wirtschaftlichen Gründen am zweckmäßigsten, auch im Reaktor leichtes Wasser zu verwenden.

Claims (8)

Patentansprüche:
1. Atomkraftanlage mit einem in einem Reaktorgehäuse angeordneten Siedewasserreaktor, von dem Dampf über eine Leitung einer Turbine zur Erzeugung von elektrischer Energie zugeführt wird, und mit einem im Reaktorgehäuse angeordneten Wasserbassin, dessen Wassertemperatur bedeutend niedriger als die Reaktortemperatur ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Dampfsystem des Reaktors (1) mit dem Wasserbassin (18) über mehrere schnellöffnende Ventile (34) verbunden werden kann, die sich bei einer plötzlichen und verhältnismäßig großen Verminderung der Turbinenlast öffnen, um den Dampfüberschuß zum Wasserbassin (18) abzuleiten.
2. Atomkraftanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die schnellöffnenden Ventile (34) sich nur kurzzeitig bei einer Betriebsstörung öffnen, wonach der Uberschußdampf über mehrere Ablaßventile (3) zu einem an der Turbine
(7) angeschlossenen Kondensator (9) abgeleitet wird.
3. Atomkraftanlage nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch ein steuerndes Organ (32), das bei der genannten Lastverminderung Öffnungsimpulse an die genannten schnellöffnenden Ventile bzw. Ablaßventile (34 bzw. 30) sendet und die Reaktorleistung auf ein im voraus gewähltes Leistungsniveau reduziert.
4. Atomkraftanlage nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die genannten schnellöffnenden Ventile (34) im Reaktorgehäuse (2) angeordnet sind.
5. Atomkraftanlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die schnellöffnenden Ventile (34) mit einer Steuerausrüstung (36) versehen sind, die die Ventile (34) so beeinflußt, daß ihre gesamte Ausblasekapazität vom Dampfdruck im Reaktor (1) abhängt.
6. Atomkraftanlage nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Steuerausrüstung (36) einen separat an jedem Ventil (34) über ein Schaltorgan (37) angeschlossenen Niveaudiskriminator (38) enthält.
7. Atomkraftanlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die schnellöffnenden Ventile (34) auch die für den Reaktortank (1) erforderliche Drucksicherung bewirken.
8. Atomkraftanlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel des Reaktors (1) aus leichtem Wasser besteht.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
DE19671526995 1966-04-07 1967-04-05 Atomkraftanlage Pending DE1526995B1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE484466 1966-04-07

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1526995B1 true DE1526995B1 (de) 1970-10-08

Family

ID=20265104

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19671526995 Pending DE1526995B1 (de) 1966-04-07 1967-04-05 Atomkraftanlage

Country Status (5)

Country Link
US (1) US3437557A (de)
DE (1) DE1526995B1 (de)
FI (1) FI45494C (de)
FR (1) FR1517590A (de)
GB (1) GB1173800A (de)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3933580A (en) * 1971-03-08 1976-01-20 Siemens Aktiengesellschaft Limit regulation system for pressurized water nuclear reactors
US3932212A (en) * 1972-12-26 1976-01-13 Kraftwerke Union Aktiengesellschaft Apparatus and method for depressurizing, degassing and affording decay of the radioactivity of weakly radioactive condensates in nuclear power plants
US3997767A (en) * 1973-07-31 1976-12-14 Combustion Engineering, Inc. Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system
US4064001A (en) * 1975-05-01 1977-12-20 Combustion Engineering, Inc. Hot leg relief system
US4055463A (en) * 1975-08-18 1977-10-25 Combustion Engineering, Inc. Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system
US4046625A (en) * 1975-08-18 1977-09-06 Combustion Engineering, Inc. Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system
DE2700168C3 (de) * 1977-01-04 1981-11-12 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Einrichtung zur Abfuhr von Nachzerfallswärme bei einer mit Kernenergie beheizten Dampfkraftanlage
CH632315A5 (de) * 1978-02-21 1982-09-30 Bbc Brown Boveri & Cie Dampfturbinenanlage.
JPS584999B2 (ja) * 1978-09-22 1983-01-28 株式会社日立製作所 原子炉残留熱除去系の制御方法
JPS5651695A (en) * 1979-10-03 1981-05-09 Hitachi Ltd Nuclear reactor power control method
FR2476369B1 (fr) * 1980-02-15 1985-06-14 Framatome Sa Procede de regulation de la puissance fournie par un reacteur nucleaire a eau sous pression a une turbine a vapeur

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2743225A (en) * 1946-08-27 1956-04-24 Leo A Ohlinger Reactor
GB796164A (en) * 1955-07-26 1958-06-04 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear power reactors
US2999059A (en) * 1958-04-04 1961-09-05 Treshow Michael Nuclear reactor
GB878097A (en) * 1957-04-15 1961-09-27 American Radiator & Standard Improvements in or relating to neutronic reactor
US3049487A (en) * 1960-05-06 1962-08-14 Joseph M Harrer Direct-cycle, boiling-water nuclear reactor
US3052615A (en) * 1955-08-26 1962-09-04 Floyd L Johns Nuclear flash steam generator
US3115450A (en) * 1959-02-24 1963-12-24 Gen Electric Nuclear reactor containment apparatus
US3128233A (en) * 1961-08-07 1964-04-07 Gen Electric Control of single cycle power system having a steam generating reactor
GB992033A (en) * 1961-03-14 1965-05-12 Licentia Gmbh A boiling-water nuclear reactor installation
US3207671A (en) * 1959-11-24 1965-09-21 Licentia Gmbh Pressure release device to drench reactor core
US3226299A (en) * 1961-12-20 1965-12-28 Atomic Energy Authority Uk Method and apparatus for rendering subcritical a boiling water nuclear reactor

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2743225A (en) * 1946-08-27 1956-04-24 Leo A Ohlinger Reactor
GB796164A (en) * 1955-07-26 1958-06-04 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear power reactors
US3052615A (en) * 1955-08-26 1962-09-04 Floyd L Johns Nuclear flash steam generator
GB878097A (en) * 1957-04-15 1961-09-27 American Radiator & Standard Improvements in or relating to neutronic reactor
US2999059A (en) * 1958-04-04 1961-09-05 Treshow Michael Nuclear reactor
US3115450A (en) * 1959-02-24 1963-12-24 Gen Electric Nuclear reactor containment apparatus
US3207671A (en) * 1959-11-24 1965-09-21 Licentia Gmbh Pressure release device to drench reactor core
US3049487A (en) * 1960-05-06 1962-08-14 Joseph M Harrer Direct-cycle, boiling-water nuclear reactor
GB992033A (en) * 1961-03-14 1965-05-12 Licentia Gmbh A boiling-water nuclear reactor installation
US3128233A (en) * 1961-08-07 1964-04-07 Gen Electric Control of single cycle power system having a steam generating reactor
US3226299A (en) * 1961-12-20 1965-12-28 Atomic Energy Authority Uk Method and apparatus for rendering subcritical a boiling water nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
FI45494C (fi) 1972-06-12
GB1173800A (en) 1969-12-10
US3437557A (en) 1969-04-08
FR1517590A (fr) 1968-03-15
FI45494B (de) 1972-02-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2445553C3 (de) Einrichtung zum Abführen der Restwärme aus einem Natrium-gekühlten schnellen Brutreaktor
DE2606469B2 (de) Notspeisesystem zur kuehlung von kernreaktoranlagen
DE1526995B1 (de) Atomkraftanlage
DE69221935T2 (de) Dampfinjektorsystem
DE3523147A1 (de) Verfahren und anordnung zum schutz von pumpensystemen
CH635184A5 (de) Dampferzeugeranlage.
DE4126630A1 (de) Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren
EP0038577A1 (de) Kühlung für elektrische Öfen
EP0362596B1 (de) Heizreaktorsystem mit einer Nachwärmeabfuhr-Schaltung und Verwendung letzterer für Siedewasser- und Druckwasser-Kernreaktoren
DE2625543B2 (de) Reaktoranlage
DE2837540C2 (de)
DE2544799A1 (de) Gasbeheizter dampferzeuger
DE2416896A1 (de) Sicherheitseinrichtung fuer kernkraftwerke
DE1426907A1 (de) Dampfkraftanlage
DE69529955T2 (de) Durch thermisches Ventil wirkendes Wärmeflussregelsystem
DE1137810B (de) Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen
DE3425144A1 (de) In der kaverne eines druckbehaelters angeordnete kernreaktoranlage
DE2336146A1 (de) Dampferzeugende kernreaktoranlage
DE1601686A1 (de) Einrichtung zum Zurueckgewinnen von Abwaermeenergie
DE3643929C1 (en) Arrangement for residual heat removal for high-temperature reactors
DE2340548C2 (de) Vorrichtung zur Regelung des Kühlmitteldurchsatzes in einer Kernenergieanlage nach Abschaltung des Reaktors
DE1551002B1 (de) Einrichtung zum Konstanthalten des Druckes eines fluessigen Waermetraegers im Primaerkreis eines indirekt beheizten Dampferzeugers
AT219628B (de) Einrichtung zum Regeln des an der höchsten geodätischen Stelle eines Luftkondensationssystems herrschenden Wasserdruckes
DE3330012A1 (de) Siedewasserreaktor
DE2432431A1 (de) Regelbare mischeinrichtung mit hilfe von strahlduesen