DE1601665A1 - Kernenergieanlage - Google Patents
KernenergieanlageInfo
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Description
Dipl.-Ing.
Augsburg · Rehlingenetraße β
poiudieddconto! Manchen Nr. 7*53» Priorität: Großbritannien
. 6. März 1967
5085/3^ Gp/Em Nr. 10.471/67
Bu
Pat entanmeldung
Societe Beige pour !'Industrie NucleaLye S.A.
'-•BELGONüCLE AIRE".
35» Rue des Colonies, Brüssel 1, Belgien
35» Rue des Colonies, Brüssel 1, Belgien
Kernenergieanlage
Die Erfindung bezieht sich auf eine Kernenergieanlage,,
welche einen schnellen Reaktor umfaßt,
der durch ein primäres, aus einem Alkalimetal bestehendes Kühlmittel gekühlt ist, und die
Erfindung bezieht sich insbesondere auf Anlagen mit natriumgekühlten schnellen Reaktoren.
In der folgenden Beschreibung wird der Ausdruck Natrium auch für eutektische Natriumlegierungen
(wie z.B. NaK) verwendet werden.
Da die Leistungsdichte im Kern (Core) eines schnellen Reaktors sehr hoch ist, kann die Kühlung
.nur durch ein Gas oder einen Dampf bei sehr hohem Druck, und zwar mit allen bei einem Leckwerden sich
ergebenden augenscheinlichen (bekannten) Gefahren, oder durch ein flüssiges Metall bei vermindertem
(mäßigem) Druck bewirkt werden. Im allgemeinen hat man bei schnellen Reaktoren flüssige Metalle und
insbesondere Natrium oder die Eutektika- von Natrium
> 009882/0464 2\
5085/3** Gr/Em - 2 - 9. Februar I968
wegen der relativ niedrigen Schmelzpunkte der Alkalimetalle und wegen ihrer vorzüglichen Eignung für
den Wärmeübergang bzw. -transport.verwendet. In
einem natriumgekühlten schnellen Reaktor ist das primäre Natrium (das Natrium im Primärkreis des
Kühlsystems) radioaktiv und darf niemals in direktem Wärmeaustausch-Kontakt mit dem Wasserdampf-Kreislauf
stehen« der im allgemeinen die Hauptturbine speist. Der Wärmeaustausch zwischen dem primären Natrium und
dem Dampfkreislauf geschieht im allgemeinen durch Zwischenschalten eines Zwischenkreislaufes.
Inr einem Natrium/Wasserdampf-Wärmetaμβcher
besteht im Falle eines Rohrleckens oder eines Rohrbruchs immer die Gefahr einer Dampf-Natrium-Reaktion.
Die Folgen eines solchen Unfalls sind noch wesentlich ernster, wenn das Natrium radioaktiv ist. Darüberhinaus
läßt sich, da der Druck im Wasserdampfkreislauf wesentlich höherist als derjenige im Natrium-
Primärkreislauf,, die Möglichkeit des Eintretens
einer Wassermenge in den Kern (Core) des Reaktors nicht ausschließen'.
Die Folge davon ist, daß im allgemeinen zwischen dem Kreislauf mit primärem radioaktivem Natrium
und dem Wasserdampfkreislauf ein Zwischenkreislauf
für den Wärmeübergang vorgesehen ist, der nichtaktiviertes Natrium enthält.
Ein Wegfallen oder Weglassen diese« Zwischen«
kreislaufee kann so lange nicht in Betrecht gesogen
> 009882/0464
-3 -
5085/3^ Gr/Έηι - 3 - 9· Februar I968
werden, wie eine Möglichkeit einer gefährlichen Reaktion zwischen dem primären radioaktiven Kühlmittel
und dem die Turbine antreibenden Strömungsmittel besteht.
Aber dieser oben genannte Natrium-Zwischenkreislauf schließt im Falle eines Unfalls die
Natriura-Wasser-Reaktion nicht aus; diese wird
lediglich in ihren verheerenden Auswirkungen abgeschwächt, da das Natrium nicht mehr radioaktiv
ist und da das Wasser im Falle einer Natrium-Wasser-Reaktion nicht in den Kern (Core) eindringt.
Die Aufgabe der Erfindung besteht darin, dieses mit drei Kreisläufen arbeitende System
zu vereinfachen und dabei die Gefahr einer Wasser-Natrium-Reaktion auszuschließen und eine wirtschaftliche
und mit einem guten Wirkungsgrad ausgestattete Kernkraftanlage mit einem schnellen
Reaktor zu schaffen.
Die Erfindung schlägt vor, die Zwischen- und
Turbinenkreisläufe· durch einen CO0-Kreislauf zu
- in *
ersetzen,/den eine Gasturbine eingeschaltet ist.
Die außer dem Primärkreislauf bisher vorhandenen zwei Kreisläufe— Natrium-Zwischenkreislauf
und Wasserdampfkreislauf werden also erfindungsgemäß
ersetzt durch nur einen, und zwar einen C02-Kreislauf mit Gasturbine oder dgl.,
welch letztere die jetzt entfallende Dampfturbine ersetzt.
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Gr/Em - k - 9· Februar I968
Die Erfindung besteht somit auch aus einem Verfahren zum Erzeugen von Energie, welches vom
Ablauf einer Kettenreaktion mit schnellen Neutronen im Kern eines Kernreaktors ausgeht und ist dadurch
gekennzeichnet, daß der Kern von einem flüssigen Alkalimetall zum Abführen der dort infolge einer
Kettenreaktion mit schnellen Neutronen erzeugten Wärme durchströmt wird, daß alsdann das auf diese
Weise erhitzte flüssige Metall durch ein Wärmetauscher-System
hindurchtritt, daß das Wärmetauscher-System zum Abführen der Wärme des flüssigen
Metalls von gasförmigemC0„ durchströmt wird, daß
schließlich das auf diese Weise erhitzte CO0 in einer'an eine Verbrauchervorrichtung angekuppelten
Gasturbine entspannt wird, und daß das CO2 in einem
geschlossenem Kreislauf in das Wärmetauscher-System zurückgeführt wird.
Die Erfindung besteht ferner aus einer Kernenergieanlage mit einem natriumgekühlten schnellen
Reaktor, bei dem erfindungsgemäß die dem Kern durch das Natrium entzogene Wärme in einem Wärmetauscher
von Kohlendioxid (CO2) aufgenommen wird, welches in
einem geschlossenen Kreislauf, in den eine Gasturbine eingeschaltet ist, zirkuliert.
Selbstverständlich muß das C0_ nicht rein sein,
sondern kann Zusätze enthalten, weiche dazu bestimmt sind, die Korrosion zu reduzieren oder den Wärmeübergang zu verbessern, wie beispielsweise Kohlenmonoxid
oder Graphit.
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Nach der neueren Technologie der schnellen Reaktoren ist die maximale Temperatur des primären
Kühlmittels auf etwa 500° C begrenzt, wodurch die
maximale Temperatur des sekundären Kühlmittels etwa auf 550 C begrenzt ist. Diese Temperatur
ist niedriger als diejenige, die man allgemein als für eine Gasturbinenanlage mit gutem Wirkungsgrad
geeignet betrachtet.
Jedoch, bei diesen Temperaturen und für hohe Drücke, z.B. in der Größenordnung von 100 bis 300
ata, verhält sich das CO2 nicht wie ein ideales Gas und es kann gezeigt werden, daß es möglich
ist, Wirkungsgrade von der Größe von 35% und mehr zu erreichen, wenn das Gas nach dessen Entspannen
in der Turbine wieder verdichtet und in einem Rekuperativ-Warmetauscher mittels des der Turbine
entströmenden Gases wieder erhitzt wird; das C0o kann dann in einer Hilfsturbine entspannt werden,
beispielsweise in einer Turbine, welche den Hochdruckverdichter antreibt.
Der Wirkungsgrad kann weiter verbessert werden, wenn ein Teil, des Gases, bevor er vollständig
auf seinen maximalen Druck gebracht wird, auf. seinen Sättigungspunkt oder bis in die Nähe seines
Sättigungspunktes rückgekühlt wird und wenn der andere Teile ohne Rückkühlung verdichtet wird und
wenn das rückgekühlte Gas schließlich die ganze Sekundäreeite des Rekuperativ-Wärmetauschers durchläuft,
während das nicht rückgekühlte Gas nur den Hochtemperaturteil, der Sekundärseite dieses Wärme-009882/0464 ORfGfNAL INSPECTED " 6 "
Gr/Em - 6 - 9. Februar I968
tauschers durchläuft. Die Vorteile dieser Verbesserung zeigen sich insbesondere bei sehr hohem
Druck, wobei Wirkungsgrade in der Größenordnung von kO% erreichbar sind.
Bei sehr hohem Druck kann es vorteilhaft sein, eine Hauptturbine mit mehreren Stufen mit einer
Zwischenerhitzung zwischen jden Stufen zu verwenden.
Im folgenden wird die Erfindung anhand der Zeichnung beschrieben, auf welcher Ausführungsbeispiele
von er findung s gemäß en Kernkraf twerkianlagen * dargestellt sind. Auf der Zeichnung zeigen:
F,ig. 1 ein Diagramm mit einem einfachen
Kreislauf bei einer Anlage mit einer einstufigen Gasturbine,
Fig. 2 ein Kreislaufdiagramm einer Anlage mit einer zweistufigen Gasturbine
mit Zwischenerhitzung.
Die in Fig. 1 dargestellte Anlage zeigt einen schnellen Reaktor mit einem Kern 1, welcher mit
flüssigem Natrium gekühlt ist, wobei die Kühlflüssigkeit in einem Primärkreislauf 2 mit Hilfe
einer Pumpe k zirkuliert. Der Primärkreislauf 2
umfaßt einen Wärmetauscher 3 in welchem das Natriun/
dem Kern entzogene Wärme an das gasförmige CO2
O abgibt, welches in einem Sekundärkreislauf 5 zirco
kuliert. Das erhitzte C0_ gibt seine Energie in
Λ
. einer Gasturbine 6 ab, welche einen elektrischen
£* Generator 9 antreibt. Der Kreislauf 5 umfaßt auch
**· einen Wärmetauscher 7 und einen Verdichter 8, der
an den C02-Kreislauf angepaßt ist. _ _
5085/34 Gr/Em - 7 - 9· Februar 1968
In Fig. 1 sind Beispiele von Temperaturwerten (in Grad-Celsius) und Druckwerten (in absoluten
Atmosphären) in verschiedenen Punkten eingetragen. Die niedrigste Temperatur im C02-Kreislauf beträgt
30° C; diese Temperatur wird im Wärmetauscher 7 auf
300° C angehoben, bevor das C0„ in den Wärmetauscher
3 zurückströmt. Der Wärmetauscher 7 ist ein Rekuperator, der die Wärme des der Turbine 6 entströmenden
Gases an das CO2 am Ausgang des Verdichters
8 abgibt, bevor es zum Wärmetauscher 3 gelangt.
Die in Fig. 1 dargestellte Anlage hat bei
deren Betrieb bei den gezeigten Temperaturen und
Drücken einen thermodynamischen Wirkungsgrad von
etwa 37,6% und einen effektiven Wirkungsgrad (Nettowirkungsgrad) von etwa 35»θJi.
Die maximale Temperatur des CO2 ist durch die
nach oben begrenzte maximale Temperatur des Primärkühlmittels am Ausgang des Reaktors, welche in der
Praxis otwa 580° C beträgt, auf etwa 550° C begrenzt. Nichtsdestoweniger kann man wesentlich
höher« Wirkungsgrade erzielen, indem man mit höheren Drücken im C0_-Gas arbeitet, derart, daß
die effektiven Eigenschaften des CO2 noch mehr von
denen eines idealen Gases entfernt sind.
Die Fig. 2 zeigt die Möglichkeit eines CO0-Kreislaufes
bei sehr hohem Druck, der eine zweistufige Gasturbhe mit Zwischenerhitzung zwischen
den Stufen und Aufteilung mit partieller Kondensation des C0o umfaßt. In Fig. 2 sind Temperatur-
-008882/04
und Druckwerte eingetragen. Im besonderen liegt der maximale Druck des CO2 bei 2^0 ata.
Das erhitzte CO2 entspannt sich nach dem Ausτ
tritt aus dem Wärmetauscher Ja in einer ersten
Turbinenstufe 6a. Es wird danach in einem Abschnitt 3b des Wärmetauschers 3 zwischenerhitzt und erneut
in der zweiten Turbinenstufe 6b entspannt. Diese
Turbinenstufen bilden die Hauptturbine, welche den elektrischen Generator 9 und einen zweistufigen
Niederdruckverdichter 13 antreibt.
Der Wärmetauscher 7 besteht aus einem Rekuperativ-Wärmetauscher 10 und aus Zwischenkühlern H
und 12; die Verdichtereinheit 8 besteht aus einem zweistufigen Niederdruckverdichter 13 und einem
zweistufigen Hochdruckverdichter lk% wobei letzterer
mittels einer Hilfsgasturbine 15 angetrieben ist. Das C0_ niederen Drucks, welches aus der Turbinenstufe
6b ausströmt, wird auf der Primärseite 18 des Wäremtaüschers 10 rückgekühlt und gibt die Wärme an
das verdichtete CO2 ab, und wird dann im Niederdruckverdichter
13 komprimiert. Das aus dem Verdichter
13 austretende C0„ wird in zwei Teilströme in den Leitungsverzweigungen 16 und 17 aufgeteilt.
Der kältere Teilstrom, welcher den Zwischenkühler 12 in der Leitungsverzweigung 16 durchlaufen hat,
wird im Hochdruckverdichter Ik verdichtet und durchläuft danach die gesamte Sekundärseite
Wärmetauschers 10; der andere Teilstrom in der Leitungsverzweigung 17 wird im Hochdruckverdichter lh
verdichtet und durchläuft nur den Hochtemperaturteil 20 der Sekundärseite des Wärmetauschers 10.
009882/04 64- -9-
5085/3^ Gr/Έΐπ - 9 - 9· Februar Ι968
Das COp-Gas durchströmt den Zwischenkühler 12
bei einem Druck von etwa 70 ata und erreicht folglich seinen Sättigungspunkt und schlägt sich nieder
Man kann damit rechnen, daß die in Fig.2 dargestellte
Anlage einen thermodynamischen Wirkμngsgrad von
etwa k$% und einen effektiven Wirkungsgrad von etiira
besitzt.
Daraus geht hervor, daß die Verwendung von CO2
als Sekundärkühlmittel und als Antriebsmittel der Turbine den aus flüssigem Metall bestehenden Zwischenkreislauf
des Reaktors vollständig eliminiert und dabei den konventionellen Wasserdampf-Kreislauf
unter 'Verwendung einer sehr viel kompakteren Anordnung durch einen anderen ersetzt.
Ein anderer Vorteil des Verfahrens und der erfindungsgemäßen
Anlage besteht darin, daß damit die Gefahr einer Natrium-Wasser-Reaktion vermieden
und folglich die Stillstandzeiten ganz erheblich vermindert werden, welche sonst zum Entfernen allen
kaustischen Sodas (Ätznatron), welches durch eine Natrium-Wasser-Reaktion entstanden und über die gesamte
Anlage verbreitet sein könnte, und zum Aufdecken aller Oberflächen, die dadurch korrodiert
sein könnten, erforderlich sind*
Außerdem ist die chemische Reaktion von CO« ^
mit dem Natrium, obwohl sie exotherm ist, nicht gefährlich, weil sie keine Gasmoleküle freimacht,
und jedes Leck ist leicht zu finden«
009882/0464
-♦10 -
Gr/Em - 10 - 9»
Die Gasturbine im geschlossenen CO^-Kreislauf
liefert trotz relativ niedriger maximaler Temperaturen, wie sie der neueren Technik bei schnellen
Reaktoren auferlegt sind, sehr beachtliche Wirkungsgrade.
Von -den weiteren Vorteilen ist noch die Kompaktheit der Anordnung "(insbesondere der Turbine)
im Vergleich mit den entsprechenden Maschinen für Dampf- oder Heliumbetrieb zu erwähnen. Diese
Kompaktheit führt zu einer Verkleinerung der Dimensionen der notwendigen Bauten sowie zu erheblich
wirtschaftlicheren Investitionen.
ORlGSNAt INSPECTED 009882/0464
• Patentansprüche -
Claims (1)
- 5085/34 Gr/Em -ff
Bu1. Kernenergieanlage mit einem natriumgekühlten schnellen Reaktor, mit einem primären Kühlkreislauf zum Abführen der Wärme aus dem Kern und mit Wärmetauscher-System zum übertragen der Wärme auf Strömungsmittel, welche diese Wärme einer Energie-Umwandlung zuführen, dadurch gekennzeichnet , daß der Priraärlcreislauf (2) in an sich b'ekannter Weise ein Xatrium-Kreislauf ist, und daß ein mit dem Primärkreislauf über das Wärmetauscher-System (3) gekoppelter, im wesentlichen CO2 enthaltender Sekundärkreislauf (5) vorgesehen ist, der ohne Nach- oder Zwischenschaltung eines weiteren Kreislaufs seine Energie unmittelbar in eine, in den Sekundär-Kreislauf (5) eingeschaltete Energieumwandlungseinrichtung, beispielsweise in eine Gasturbine (6,6a,6b) abgibt.2. Verfahren zum Erzeugen von Energie mit einer Kernenergieanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß der Kern (l) von einem flüssigen Alkalimetall zum Abführen der dort infolge einer Kettenreaktion mit schnellen Neutronen erzeugten Wärme durchströmt wird, daß alsdann das auf diese Weise erhitzte flüssige Metall durch ein Wärmetauscher-System (3) hindurchtritt, daß das Wärmetau» scher-System zjuin Abführen der Wäi»(ne des flüssigen Metalls von gasförmigem C0_ durchströmt wird, da^ä schließlich das auf diese Weise erhitzte CO0 in einer an eine VerbrÄUchervorrichtung (9) angekuppelten Gas-009882/0464 " 12 "Gr/Em -12- 9. Februar I968turbine .(6,6a, 6b) entspannt wird, und daß das CO0 in einem geschlossenem Kreislauf in das Wärmetauscher-System (3) zurückgeführt wird.3· Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet , daß das Alkalimetall Natrium ist.k. Verfahren nach den Ansprüchen 2 und/oder 3, dadurch gekennz e ichnet t daß das CO2 nach der Entspannung auf mindestens 100 ata verdichtet wird.5." Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 2 bis k% dadurch gekennzeichnet , daß das entspannte CO2 zunächst verdichtet wird und danach durch einen Rekuperativ-Wärmetauscher (7t10) geschickt wird, um die Wärme mit dem von der Turbine (6,6b) kommenden entspannten CO„ auszutauschen.6. Verfahren nach Anspruch 5f dadurch gekennzeichnet, daß ein Teilstrom des C0„, bevor dieser vollständig verdichtet wird, bis oder nahezu bis zum Erreichen seines Sättigungspunktes rückgekühlt wird, und daß der Teilstrom nach dem Verdichten die gesamte Sekundärseite des Rekuperativ-Wärmetauschers (10) durchläuft, und daß der andere Teilstrom des C0„ nach der Verdichtung nur einen Hochtemperaturteil der Sekundärseite des Rekuperativ-Wärmetauschers (10) durchläuft.7. Kernenergieanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß der Sekundärkreislauf (5)f der im Wärmetauscher (3) die dem Core durch das Natrium entzogene Wärme aufnimmt, »in geschlossener,009882/0464 -i3-5085/3^ Gr/Em - -13 - 9· Fletojraiar Λ 2.68Fletojraiar Λ 2.6eine Gasturbine enthaltender Kreislauf ist.8. Kernenergieanlage nach Anspruch 7» dadurch gekennzeichnet , daß der Sekundärkreislauf (5)eine Vorrichtung (8) zum Verdichten des C0„ nach seiner Entspannung in der Turbine (6,6b) und einen Rekuperativ-Wärmetauscher (7,10) umfaßt, wobei der Rekuperativ-Wärmetauscher vom entspannten CO« und vom verdichteten CO2 durchströmt wird, derart, daß ein Wärmeübergang vom ersteren auf das zweite stattfindet.9. Kernenergieanlage -nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet , daß Leitungsverzweigungen (l6,17) zum Aufteilen des, die Primärseite (18) des Rekuperativ-Warmetauschers (7,10) verlassenden, entspannten COg-Gases in zwei Teilstromkreise vorgesehen sind, wobei die Leitungsverzweigung (l6) hintereinander eine Vorrichtung (12) zum Rückkühlen des CO2 bis oder nahe bis zum Erreichen des Sättigungspunktes, eine Vorrichtung (l4) zum Hochdruckverdichten und die gesamte Sekundärseite (19,20) desRekuperativ-Wärmetauschers (ΙΟ) umfaßt, und wobei » ·die Leitungsverzweigung (17) eine Vorrichtung (14) zum Hochdruckverdichten und einen Hochtemperaturteil (20) der Sekundärseite des Rekuperativ-Wärmetauschers (10) umfaßt.1Θ. Kernenergieanlage nach Anspruch 9» dadurch gekennzeichnet , daß im.CO2-KrOiSIaUf zwischen der Primärseite*des Rekuperativ-Wärmetauschers (10) und dem Trennungepunkt der Leitungsverzweigun-009882/0464 - H -Gr/Em - Ik - 9.gen (l6 und 17) ein in Reihe geschalteter Niederdruckverdichter (13) vorgesehen ist.11. Kernenergieanlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 8 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß eine Hilfsturbine (15) zum Verdichten des im Rekuperativ-Wärmetauscher (IO) erhitzten, verdichteten C0„-Gases vorgesehen ist.12. Kernenergieanlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 7 bis 11, dadurch gekennzeichnet, daß die Hauptgasturbine (6,6a,6b) eine mehrstufige Turbine ist, wobei ein Teil der Primärseite (l8) des Rekuperativ-Wärmetauschers (10) als Zwischenerhitzung für das CO0 zwischen den Stufen vorgesehen ist.OBIGWA INSPECtEO 009882/0464Leerseite
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DE102010035831A1 (de) * | 2010-08-30 | 2011-09-29 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernkraftwerksanlage |
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- 1968-02-27 AT AT185268A patent/AT278185B/de not_active IP Right Cessation
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CH480711A (fr) | 1969-10-31 |
NL6802529A (de) | 1968-09-09 |
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GB1151683A (en) | 1969-05-14 |
ES351292A1 (es) | 1971-02-01 |
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