DE2011284A1 - 04.Ot.69 " 69IO565 Vorrichtung zum Schutz gegen thermische Beanspruchungen für Kernreaktorbehälter - Google Patents
04.Ot.69 " 69IO565 Vorrichtung zum Schutz gegen thermische Beanspruchungen für KernreaktorbehälterInfo
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Description
Patentanwälte
Dlpl-lng. R. BEETZ sen.
Dlpl.-Inrj. K. LAMPRSCHT
Dlpl.-Inrj. K. LAMPRSCHT
Dr.-Ing. R. E ." £ ~ 2 Jr.
8München22, Steinsdorfstr. 10
8München22, Steinsdorfstr. 10
410-15Λ75Ρ IO.3.197O
Commissariat a 1'Energie Atomique, Paris (Prankreich)
Vorrichtung zum !Schutz gegen thermische Beanspruchungen
für Kernreaktorbehälter
Die Erfindung bezieht sich auf eine Einrichtung zum Schutz gegen thermische Beanspruchungen für einen Kernreaktorbehälter,
insbesondere für den oberen Teil bzw. der "Decke" des Behälters und zumindest einen Teil der
angrenzenden Seiten. Sie bezieht sich insbesondere auf schnelle, mit flüssigem Natrium gekühlte Reaktoren, deren
Temperatur sich während der Übergangsperioden des Anfahrens oder des Abschaltens des Reaktors sehr steil ändert.
Bei Reaktoren dieser Art, bei denen der Kern von einem dichten Primärbehälter umschlossen wird, der selbst
wiederum innen einen oben offenen Sekundärbehälter enthält,
kann das durch den Kern zirkulierende und insbesondere von einem Behälter in den anderen strömende flüssige
Natrium infolge krasser Änderungen seiner Temperatur während
der oben erwähnten Übergangsperioden erhebliche Spannungen, insbesondere im dichten Primärbehälter hervorrufen,
der mit einem äußeren, im allgemeinen aus Beton bestehenden Gehäuse für die biologische Abschirmung verbunden
ist. Insbesondere können starke Temperaturwechselbeanspruchungen bei einem plötzlichen Stillstand einer Natriumpumpe
auftreten oder auch während einen allgemeinen Abschalten des Reaktors, und zwar unter der Wirkung des
thermischen Ausgleiches der Temperaturen zwischen den in der Masse des Natriums, insbesondere beiderseits des Sekundärbehälters
und in unterschiedlicher Höhe desselben existierenden warmen und kalten Zonen.
Schließlich können weitere Spannungen von dem axialen Temperaturgradienten herrühren, der zwischen der freien
Oberfläche des Natriums in den beiden Behältern und dem oberen Teil oder der Decke des Primärbehälters existiert.
Diese Decke besitzt nämlich üblicherweise zum Schutz des Betongehäuses eine Värmeisolation merklicher Dicke und
kann so nur mit erheblicher Verzögerung der Temperaturentwicklung im Natrium folgen· Darüber hinaus hat die Decke
des Primärbehälters keine durchgehend gleichmäßige Dicke und sie besitzt infolge der erforderlichen Durchführungen
für Pumpen und .Wärmeaustauscher Zonen mangelnder Homogenität, was dazu führt, daß die Wärmekapazität nicht an allen
Punkten gleich ist, so daß die Gefahr der Ausbildung von merklichen Änderungen bzw· Unterschieden der Aufheiz-
und Abkühlgeschwindigkeiten besteht;· Schließlich fügt sich diesen Effekten noch der durch die Zirkulation des flüssigen
Natriums selbe* bedingte an, dessen Temperatur nicht homogen ist, sondern in Kernnähe höher und im Bereich der
Pumpen und Wärmeaustauscher niedriger.
0098Ö2/ U2
Ziel der Erfindung ist daher eine Einrichtung, mit der diesen Störungen begegnet werden kann, die einen angemessenen
Schutz gegen thermische Beanspruchungen im oberen Teil bzw. der Decke des Primärbehälters und ebenso, zumindest teilweise, der daran anschließenden Seitenwä'nde
dieses Behälters gewährleistet.
Die zu diesem Zweck entwickelte Einrichtung ist dadurch
gekennzeichnet, daß sich an den Behälter nach Innen
zu im Bereich von Decke und den angrenzenden Teilen der Seitenwände ein von zumindest einem Metallblech begrenzter
Zwischenraum anschließt,' der mit einem geeigneten
flüssigen Strömungsmedium gefüllt ist.
Das flüssige Strömungsmedium wird vorzugsweise durch
Natrium gebildet.
Gemäß einer ersten AusfUhrungsart der erfindungsgeniäßen
Einrichtung ist dieser Zwischenraum in sich geschlossen
und das flüssige Strömungsmedium zirkuliert frei durch natürliche Konvektion oder aber es wird mit Hilfe, eines
Puinpkreises im Zwischenraum in Zwangsumlauf gehalten, wobei es an der kältesten Stelle entnommen und an die heißeste
Stelle abgegeben wird. Bei dieser letztgenannten Variante
enthält der Pumpkreis vorzugsweise eine Transportlei tung für*das flüssige Strömungsmedium mit zumindest
einer einen Zwangsumlauf herbeiführenden Pumpe. Vorzugsweise ist diese Pumpe eine elektromagnetische Pumpe.
Gemäß einer weiteren Ausführungsart steht der Zwischenraum
mit dem Innenratun des Behälters in Verbindung
und das den Zwischenraum ausfüllende flüssige Strömungsmedium
wird direkt innerhalb des Behälters entnommen an . einer Stelle, an der es am kältesten ist.
009B52/U21
Die Erfindung wird anhand der noch folgenden Beschreibung mehrerer nicht einschränkender Beispiele besser
verstanden werden. Die Beschreibung bezieht sich auf die angefügten Zeichnungen, in denen Fig. 1, 2 und 3
schematische Schnittdarstellungen von'Kernreaktoren sind,
die mit einem Schutz gegen thermische Beanspruchungen in drei unterschiedlichen Ausführungsvarianten versehen sind.
In Fig. 1 bezeichnet das Bezugszeichen 1 den schematisch angedeuteten Kern eines schnellen Reaktors, dessen
Kühlung in an sich bekannter Weise durch kontinuierliche Zirkulation von flüssigem Natrium 2 innerhalb eines
dichten Behälters 3 erreicht wird. Dieser Behälter 3 oder Primärbehälter umschließt selbst wiederum einen Sekundärbehälter
k, in dem der Flüssigkeitsspiegel infolge
des durch die Bewegung des Natriums erzeugten dynamischen Druckes etwas höher ist als im Primärbehälter. Letzterer
wird Über den gesamten Umfang von einer Hülle 5 nach Art eines Doppelmantels umgeben, so daß zwischen dieser und
der Außenwand des Behälters ein Zwischenraum 6 gebildet wird, der gegebenenfalls mit einem neutralen Gas gefüllt
ist. Die HUlIe 5 besitzt außen eine Beschichtung 7 geeigneter
Dicke aus einem passenden wärmeisolierenden Material. Der Behälter 3 und die iHtille 5 haben an ihrem
oberen Ende, dem Reaktorkern 1 gegenüberstehend, eine Öffnung 8, die normalerweise durch einen Stopfen 9 verschlossen
ist und einen Zugang zum Behälterinnenraum durch das für die biologische Abschirmung vorgesehene, vorzugsweise
aus Beton bestehende Gehäuse 10 ermöglicht. Der freie Bereich 11 in den Behältern 3 und k oberhalb des
Flüssigkeitsspiegels des Natriums ist mit einem Abdeckgas gefüllt, das im allgemeinen durch Argon gebildet wird.
009852/U21
Gemäß der Erfindung schließt sich an den oberen Teil
bzw. die Decke 12 des Behälters 3 sowie dessen zylindrische Seitenwand 13 in ihrem an die Decke 12 angrenzenden.
Bereich nach innen zu ein geschlossener Zwischenraum 14
an, der durch ein zur Wand des Behälters 3 paralleles Metallblech
oder einen solchen Metallmantel 15 begrenzt wird und vollständig mit flüssigem Natrium gefüllt ist und zum
Schutz des Behälters gegen thermische Beanspruchungen dient.
Jeder plötzlichen Änderung der Temperatur des Natriums
in den Behältern 3 und h entspricht nämlich eine korrelative
Änderung der Temperatur der Decke 12 und der Seitenwand 13« Dank der Anwesenheit des thermischen Schutzes erfolgt
jedoch die Wärmeübertragung durch das Natrium des Zwischenraums 1^, das in Anbetracht seiner in natürlicher·
Konvektion zirkulierenden Masse als thermische Dämpfung (und temperaturausgleichend) wirkt· Der Zwischenraum 1k
muß unbedingt mit einem (nicht gezeigten) Expansionsgefäß verbunden sein, mit dem die Unterschiede in der thermischen
Ausdehnung zwischen Natrium und Behälter aufgefangen werden; so ist beispielsweise der Ausdehnungskoeffizient
von Natrium etwa fünfmal höher als derjenige eines Stahlbehälters.
In dem genannten Zwischenraum 14 findet die Zirkulation
des Natriums in Umfangsrichtung statt,und auf diese
Weise wird die Temperatur im Niveau jeder horizontalen Schnittebene vereinheitlicht bzw. ausgeglichen. Die Decke
12 befindet sich daher unter diesen Bedingungen auf einer
homogen gehaltenen Temperatur, wenn sich die Temperatur1
im Behälter während des Anfahrens des Reaktors erhöht. In
,gleicher Weise verliert die Decke anschließend an eine
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> I · · · · t · · ι
■ tit
Abschaltung des Reaktors, wobei sie der heißeste Teil des Behälters bleibt, nichtsdestoweniger ihre gespeicherte
Wärme nicht nur durch Strahlung sondern auch duroh Vlraeleitung über das Natrium im Zwischenraum Ik. Die AbkUhlungsgeschwindigkeit der Decke nimmt also zu, wodurch
mögliche mechanische Spannungen vermindert werden·
Bei der in rig. 2 gezeigten Variante bleibt der Aufbau des Reaktors in seiner Gesamtheit der gleiche, er hat
insbesondere wieder einen Primär» und einen Sekundärbehälter. Wie zuvor wird der Schutz für die Decke 12 des Behälters 3 und die Seitenwand 13 durch einen mit einem flüssigen Strömungsmedium und ebenfalls mit Natrium gefüllten
geschlossenen Zwischenraum 1*» erreicht, und das Natrium ist
vollständig unabhängig und getrennt von dem Natrium, das zur Kühlung des Kerns 1 dient. Bei dieser Variante wird
das Natrium jedoch im Zwischenraum Ik in Zwangsumlauf gehalten, und zwar mit Hilfe einer Leitung 16 zur Entnahme
von Natrium im unteren Bereich 17 des Zwischenraums 14, wo seine Temperatur am niedrigsten ist und dessen Abgabe
im Bereich 18 unterhalb der Decke 12, wo die Temperatur am höchsten ist. Vorzugsweise hat die Leitung i6 einen
ringförmigen Kollektor 19, duroh den das Natrium in den Bereich 18 des Zwischenraumes lh In Umfangerichtung eingespeist werden kann, und die Zirkulation bzw. der Zwangsumlauf der Leitung 16 wird mit Hilfe einer elektromagnetischen Pumpe 20 erreicht.
Durch die so erhaltene Mischung des kältesten mit dem heißesten Natrium wird die Kühlung der Behälterdecke
und seiner Seltenwände la homogener und kontinuierlicher Weise erreicht. Insbesondere sichert die Pumpe 20 bei einer plötzlichen Abschaltung des Reaktors einen ausreichen-
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t t
* · t
* · t
den NatriumdurchfluQ ltt geschlossenen Zwischenraum 14,
wobei lediglich eine geringe Leistung erforderlich ist, die durch die Differenz des Gewichtes zweier Natriumaäulen von unterschiedlicher Temperatur gegeben ist.
Gemäß einer dritten Aueführungevariante, wie sie in
Fig· 3 gezeigt wird, ist der das flüssige Natrium für den
Schutz von Decke. 12 und den oberen Bereich der Seitenwand 13 enthaltende Zwischenraum 1** nicht mehr in sich geschlossen, sondern er wird direkt aus dem für die Kühlung des Kerns 1 dienenden Natrium 2 gespeist. Für dessen Umlauf besitzt der Reaktor Zirkulationepumpen 21, die
seitlich vom Kern in dem durch die beiden Behälter 3 und k begrenzten Bereich angeordnet sind, und das im Kern aufgeheizte Natrium gibt seine Wärme in Wärraeaustauschern
22 ab, die mit den Pumpen 21 um den Kern herum verteilt
sind und von deren Ausgang weg das Natrium von den Pumpen
aufgenommen und in kontinuierlicher Zirkulation zum Kern
zurückgeschickt wird. .
Bei dem betrachteten Beispiel wird das Natrium von
den Pumpen 21 in Leitungen 23 eingespeist» die in einen
Sammelraum Zk unterhalb des Kerns einmünden· Das Natrium strömt dann durch den Kern und wird nachfolgend von den
Wärmeaustauschern 22 aufgenommen.
Zur Speisung des Schutzzwischenraums "\k gemäß der Erfindung mit Natrium 2 wird letzteres im kältesten Bereich,
insbesondere vor seinem Durchgang durch den Kern, in dem Sammelraum 2k mit Hilfe von vertikalen Rohren 25 entnommen, die direkt an ihrem entgegengesetzten Ende in den
Zwischenraum 1Ί einmünden. Das Natrium füllt diesen Zwischenraum infolge seines dynamischen Druckes aus und ver-
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läßt diesen wieder unter beständiger Erneuerung durch Auslaßöffnungen
26, die in den Rand des Metallblechs oder Mantels 15 gebohrt sind, und das Natrium zirkuliert dann
zwischen der Seitenwand 13 und einem dazu koaxialen Mantel 27» bevor es sich mit dem aus den *Wärmeaus tauschern
austretenden Natrium vereinigt und im Kreislauf rückgeführt
wird. Bei dieser Variante braucht der Zwiichenraum
Ik nicht mehr mit einem Expansionsgefäß verbunden zu sein, und das Natrium erneuert sich beständig stets vom kältesten
Bereich herkommend und gewährleistet so den gewünschten thermischen Schutz.
Selbstverständlich ist die Erfindung keinesfalls auf
die beschriebenen und gezeigten Ausfuhrungsbeispiele beschränkt, sie umfaßt vielmehr alle möglichen Varianten.
009852/U2
Claims (1)
1 1 · I ■ '
Patentansprüche
Einrichtung zum Schutz gegen thermische Beanspruchungen für einen Kernreaktorbehälter, insbesondere für den
oberen Teil oder, die Decke desselben und zumindest die art
die Decke angrenzenden Teile der Seitenwände, dadurch gekennzeichnet, daß sich an
die Decke (12) und die Seitenwände (13) nach innen zu ein durch zumindest ein Metallblech (15)begrenzter Zwischenraum (14) anschließt, der mit einem geeigneten flüssigen
Strömungsmedium gefüllt ist.
die Decke (12) und die Seitenwände (13) nach innen zu ein durch zumindest ein Metallblech (15)begrenzter Zwischenraum (14) anschließt, der mit einem geeigneten flüssigen
Strömungsmedium gefüllt ist.
2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß das flüssige Strömungsmedium Natrium ist.
3. Einrichtung nach Anspruch !,dadurch gekennzeichnet,,
daß der Zwischenraum in sich geschlossen ist.
4. Einrichtung nach Anspruch 3» dadurch gekennzeichnet,
daß das flüssige Strömungsmedium innerhalb des Zwischenraums
(14) durch natürliche Konvektion frei zirkuliert.
5. Einrichtung nach Anspruch 3» dadurch gekennzeichnet,
daß das flüssige Strömungsmedium mit Hilfe eines
Pumpkreises (16 bis 20) im Zwischenraum (i4) in Zwangsumlauf gehalten wird, wobei es an der kältesten Stelle
(I?) des Zwischenraums entnommen und an seiner heißesten
Stelle (1S) wieder eingespeist wird.
Pumpkreises (16 bis 20) im Zwischenraum (i4) in Zwangsumlauf gehalten wird, wobei es an der kältesten Stelle
(I?) des Zwischenraums entnommen und an seiner heißesten
Stelle (1S) wieder eingespeist wird.
6« Einrichtung nach Anspruch 5» dadurch gekennzeichnet,
daß der Pumpkreis eine Transportleitung (16) für das
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I ·
- 10 -
flüssige Strömungsmedium aufweist, in der zumindest eine
Uniaufpumpe (20) montiert ist.
7· Einrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe (20) eine elektromagnetische Pumpe ist.
8. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Zwischenraum (i*l·) mit dem Innenraum des Behälters (3) in Verbindung steht und das den Zwischenraum
(ik) ausfüllende flüssige Strömungsmedium direkt im Innenraum des Behälters an der Stelle (2k), wo das Strömungsmedium am kältesten ist, entnommen wird·
9. Einrichtung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Strömungsmedium im Behälter durch Rohrleitungen (25) entnommen wird, die direkt in den Zwischenraum einmünden, aus dem sie durch öffnungen (26) im Metallblech wieder entweichen«
009852/1^71
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2410701A1 (de) * | 1973-03-07 | 1974-10-24 | Commissariat Energie Atomique | Schneller kernreaktor |
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NL7002992A (de) | 1970-09-14 |
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