DE2207870B2 - Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem fur einen Kernreaktor - Google Patents
Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem fur einen KernreaktorInfo
- Publication number
- DE2207870B2 DE2207870B2 DE2207870A DE2207870A DE2207870B2 DE 2207870 B2 DE2207870 B2 DE 2207870B2 DE 2207870 A DE2207870 A DE 2207870A DE 2207870 A DE2207870 A DE 2207870A DE 2207870 B2 DE2207870 B2 DE 2207870B2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- emergency
- cooling system
- coolant
- fuel assembly
- fuel
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- 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
Die Erfindung betrifft ein Not- und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor mit einem innerhalb der
Reaktor-Schutzhülle liegenden Brennelement-Becken, bei dem zur Not- bzw. Nachkühlung ein zusätzliches
Kühlmittel in den Reaktor einspeisbar ist.
Zusätzliches Notkühlwasser kann nach der US-Patentschrift 35 28 884 einem Behälter entnommen
werden, das an sich zum Füllen des Verbindungskanals zwischen dem Reaktordruckbehälter und einem Brennelement-Becken
dient und während des normalen Betriebes des Kernreaktors in dem Behälter aufbewahrt
wird, weil der Kanal dann leer ist. Der Behälter steht außerhalb der Schutzhülle des Reaktors neben einem
sogenannten Beckenhaus, in dem das Brennelement-Becken bei Kernreaktoren der in den USA üblichen
Bauweise untergebracht ist
Innerhalb der Schutzhülle gibt es nach der genannten US-Patentschrift einen Druckspeicher für Notkühlmittel,
das mit Hilfe von Stickstoff unter Druck gesetzt und bei einem Absinken des Druckes im Primärkühlkreis
über Rückschlagventile automatisch eingespeist wird. Seine Menge ist jedoch sehr begrenzt
Die Erfindung geht von der Aufgabe aus, die Kühlung für den Störungsfall zu verbessern, wobei in erster Linie
bezweckt ist den Wasservorrat gegenüber dem bekannten, in der Schutzhülle befindlichen Druckspeicher
zu vergrößern, damit auch bei längerdauernden Störungen eine Kühlung mit zusätzlichem Wasser
möglich ist. Zugleich soll der Aufwand an Pumpenenergie möglichst klein gehalten werden, denn im Störungsfall muß diese Energie unter Umständen von Notstromeinrichtungen
aufgebracht werden.
Das Not- und/oder Nachkühlsystem nach der Erfindung zeichnet sich dadurch aus, daß das Brennelement-Becken
das zusätzliche Kühlmittel liefert. Damit gelingt es einmal, den Wasservorrat gegenüber den
bekannten Behältern um ein Vielfaches zu vergrößern, zum anderen wirkt sich der im Störungsfall bei einem
Kühlmittelverlust in der Schutzhülle aufbauende Druck nicht als Erhöhung des Pumpendruckes aus, gegen den
das Notkühlmittel gefördert werden muß, so daß die vorgenannten Forderungen erfüllt sind.
Das Not- und/oder Nachkühlsystem nach der Erfindung ist nicht mit einem aus der Zeitschrift
»Atomwirtschaft« vom Febr. 1972 bekannten Kernkraftwerk mit einem Siedewasserreaktor zu vergleichen,
obwohl dort der Kühlkreis für das Brennelement-Becken ebenfalls mit dem Kühlkreis des Kernreaktors
verbunden ist. Die Verbindungsleitungen sind aber nur schematisch dargestellt und es ist sicher, daß sie nur zu
Prüf- und Meßzwecken vorgesehen und nur mit von Hand betätigbaren Ventilen ausgestattet sind, so daß
das automatische Umschalten, wie es für die Notkühlung erforderlich ist, beim Bekannten nicht möglich ist.
Außerdem liegt das Brennelement-Becken bei diesem Kernkraftwerk außerhalb der Schutzhülle.
Mit dem Not- und/oder Nachkühlsystem nach der Erfindung kann man ferner wesentliche Vereinfachungen
in den Rohrleitungen, Ventilen und Pumpen erhalten. So ist bei einer bevorzugten Ausführungsform
des Not- und/oder Nachkühlsystems nach der Erfindung der Kühlmittelkreis für das Brennelement-Becken mit
mindestens einem Strang des Not- und/oder Nachkühlsystems vereinigt. Der Kühlmittelkreis für das Brennelement-Becken
wird dann durch das ohnehin erforderliche Not- bzw. Nachkühlsystem gebildet. Dies bedeutet,
daß für die Kühlung des Brennelement-Beckens praktisch kein zusätzlicher Aufwand erforderlich ist. Bei
der Verbindung des Kühlmittelkreises für das Brennelement-Becken mit dem Nachkühlsystem wird vorteilhaft
ausgenutzt, daß beim Abfahren des Reaktors, wenn eine Nachkühliing erforderlich ist, eine Notkühlung nicht
benötigt wird. Unabhängig von einer Notkühlung ermöglicht die Zusammenfassung der Brennelement-Beckenkühlung
mit dem Nachkühlsystem erhebliche Einsparungen.
Um eine Sicherheit zu erhalten, kann man bei dem Not- und/oder Nachkühlsystem nach der Erfindung
einzelne Systeme auch mehrfach vorsehen. Dies läßt sich günstig durch mehrere parallele Stränge des Not-
und/oder Nachkühlsystems verwirklichen, die über
Ventile, Rückschlagklappen od. dgL an dsn Kühlmittelkieis
für das Brennelement-Becken angeschlossen sind. Ferner kann man an das Brennelement-Becken
zusätzlich ein Gebäude-Sprühsystem anschließen. Hier durch erreicht man gleichfalls den Vorteil, daß man nur
die Strömungsvsrluste in den Sprühleitungen mit einer Pumpe überwinden muß, die einen Teil des für die
Brennelement-Beckenkühlung normalerweise verwendeten Kühlmittels im Gefahrenfall durch ein Düsensystem
im Gebäude verteilt, um aus dem Reaktor austretenden Dampf zu kondensieren.
Alle für die Entnahme des zusätzlichen Kühlmittels vorgesehenen Anschlüsse am Brennelement-Becken
liegen zweckmäßig nur geringfügig, z. B. '/2 m oberhalb
des für die Abschirmung der Brennelemente erforderlichen Flüssigkeitsspiegels. Man kann dadurch sicherstellen,
daß bei einem Bruch der Rohrleitungen keine unzulässige Strahlung aus dem Brennelement-Becken
frei wird und nutzt dennoch die größte verfügbare Kühlmittelmenge. Dabei empfiehlt sich ein zusätzlicher
Anschluß des Notkühlsystems an einen an der Schutzhülle vorgesehenen Sumpf, damit bei dem schon
erwähnten Leitungsbruch das in die Schutzhülle austretende Kühlmittel aus dem Brennelement-Becken
im Sumpf gesammelt wird und dadurch wieder für die Kühlung auch des Brennelement-Beckens zur Verfügung
steht.
Das Not- und/oder Nachkühlsystem nach tier Erfindung kann vorzugsweise so ausgeführt werden,
daß eine Verzweigung zur anteiligen gleichzeitigen Beaufschlagung des Stranges des Not- und/oder
Nachkühlsystems und des Kühlmittelkreises für das Brennelement-Becken vorhanden ist. Auf diese Weise
wird bei einem Unfall nicht nur das Notkühlsysiem beliefert, sondern weiterhin eine wenn auch verringerte
Kühlung des Brennelement-Beckens vorgenommen. Dabei kann man den Strömungswiderstand eines der
Zweige durch eine Drossel erhöhen, damit das Kühlmittel in der gewünschten Weise verteilt wird.
Insbes. verhält sich der Strömungswiderstand des zum Kühlmittelkreis für das Brennelement-Becken führenden
Zweiges zu dem dem des zum Strang des Not- und/oder Nachkühlsystems führenden Zweiges mindestens
wie 2:1. Günstig erscheint ein Verhältnis von etwa 4:1, bei dem '/« des für die Notkühlung
verwendeten Kühlmittels aus dem Brennelement-Bekken in dieses zurückgefördert wird.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird im folgenden anhand der Zeichnung ein Ausführjngsbeispiel
beschrieben. Die Zeichnung zeigt in den F i g. 1 bis 3 in zwei verschiedenen Längs- und einem Querschnitt
einen Druckwasserreaktor, dessen Kühlsystem in F i g. 4 vereinfacht als Rohrleitungsplan gezeichnet ist.
In F i g. 1 ist mit 1 der den Reaktorkern enthaltene Druckbehälter bezeichnet, der zusammen mit den zum
Primärkreis 6 gehörenden Dampferzeugern 2 sowie mit Hauptkühlmittelpumpen 3, Druckhaltern 4 und mit
Druckspeichern 9 in einer aus Stahl bestehenden Schutzhülle eingeschlossen ist. Die Schutzhülle 5
umschließt einen Kran 8 zur Bedienung des Kernreaktors, sowie eine Lademaschine 13, mit der Brennelemente
aus dem Reaktor 1 in ein Brennelement-Becken 12 befördert werden, das innerhalb der Schutzhülle
vorgesehen ist Außerhalb der SchuizJiülle liegen ein
Borwasser enthaltender Flutbehälter 7 und ein Nachwärmekühler 10.
Der Rohrplan nach Fig.4 zeigt, daß der Druckspeieher
9 über Rückschlagventile 15 und 16 an den heißen Strang 17 bzw. den kalten Strang 18 des Primärkreises 6
des Reaktors 1 angeschlossen ist. Zwei weitere Rückschlagklappen 20 und 21 verschließen die zum
Druckspeicher führenden Leitungen bei ein^m Bruch im
Bereich des Druckspeicher 9. An die zum Druckspeicher führenden Leitungen ist über zwei Rückschlagklappen
22 und 23 und ein Umschaltventil 24 sowie eine weitere Klappe 25 eine Pumpe 26 angeschlossen, die
dem außerhalb der Schutzhülle 5 liegenden Borwasserflutbehälter 7 zugeordnet ist Mit dem Borwasser kann
der Reaktorkern im Falle eines Bruches einer der HauptkühlmittelleitungeO geflutet werden, so daß die
Nachzerfallwärme sicher abgeführt werden kann.
Der Flutbehälter 7 ist ein Teil der Sicherheitseinrichtungen, zu dem auch das Not- und/oder Nachkühlsystem
nach der Erfindung gehört Es umfaßt das Brennelement-Becken 12, in dem die Brennelemente gelagert
werden, bis sie weitertransportiert werden können. Das Brennelement-Becken 12 enthält als Kühlmittel boriertes
Leichtwasser, dessen Mindestflüssigkeitsspiegel, der für die Strahlungsabschirmung erforderlich ist durch die
gestrichelte Linie 30 angedeutet ist Der normale Flüssigkeitsstand Hegt bei 31.
Wie man sieht ist oberhalb des Mindestflüssigkeits-
iii spiegeis 30 eine Leitung 33 an das Brennelement-Bekken
angeschlossen, die über eine Absp^Tarmatur 35 zu
einem als Ganzes mit 36 bezeichneter. Strang eines Nachkühlsystems führt Dieser Strang ist bei 38 an das
Rückschlagventil 15 angeschlossen, das dem heißen
i") Strang 17 des Primärkreises zugeordnet ist Es führt
über ein Rückschlagventil 39 zu einer Nachkühlpumpe 40, die das Kühlmittel über den Nachwärmekühler 10
und ein zweites Rückschlagventil 42 zu einer Verzweigung 43 preßt, an die der Primärkreis 6 über das
w Rückschlagventil 16 angeschlossen ist. Der Nachwärmekühler
10 i'.t mit einem geeigneten Rückkühlsystem 41 versahen. Er wird im Normalbetrieb nur beim
Nachkühlen des Reaktorkerns nach Beendigung des Leistungsbetriebes benutzt. Zur Überbrückung des
4) Nachwärmekühlers sind zwei parallele Ventile 45 und
46 vorgesehen. Der Nachwärmekühler kann durch Schließen eines Ventils 47 stillgelegt werden. Normalerweise
ist das Ventil 47 offen, während die Ventile 45 und 46 nun zur Beeinflussung der Kühlmitteltemperatur
ι» geöffnet werden.
Der Kühlmiuelkreis für das Brennelement-Becken
umfaßt die Nachkühlpumpe 40. Deshalb kann die Pumpe das Kühlwasser aus dem Brennelement-Becken
12 über die Abspenarmatur 35 ansaugen und durch den
>"> Nachwärmekühler i0 drücken. Von dort gelangt das
Kühlmittel im Normaifall über eine Absperrarmatur 50 und eine mit dieser baulich vereinigte Drossel 51 über
ein Ventil 52 in das Brennelement-Becken zurück. Der Kühlmittelkreis ist in der Lage, auch bei relativ großer
w Wärmeabgabe der im Brennelement-Becken lagernden Brennelemente dort für eine niedrige zulässige Temperatur
zu sorgen.
Für den Fall, dali eine der Kühlmittelleitungen des
Primarkreises 6 des Reaktors 1 leck wird, so daß
'■■ Primärkühlmittel entweicht, fördert die Nachkühlpumpe
40, die dann als Pumpe eines Notkühlsystems wirkt, das aus dem Brennelement-Becken 12 angesaugte
Wasser über das Rückschlagventil 42 in den Primärkreis
des Reaktors. Sie kann dabei mit erhöhter Drehzahl laufen, um die Förderleistung zu erhöhen. Zur
gleichzeitigen Einspeisung in den heißen Strang 17 ist ein weiteres Ventil 54 vorgesehen, über das das aus dem
Brennelement-Becken 12 strömende zusätzliche Kühlmittel eingespeist wird. Dabei kann die Kühlung des
Brennelement-Beckens fortgesetzt werden, weil an der Verzweigung 55 die Druckleitung der Nachkühlpumpe
40 einerseits in den Primärkreis 6 des Reaktors 1, andererseits in das Brennelement-Becken 12 führt.
Durch die Drossel 51 ist der Strömungswiderstand der beiden Zweige auf einen Wert von etwa 1 :4 eingestellt,
so daß dem Brennelement-Becken '/5 des normalerweise von der Nachkühlpumpe 40 geförderten Kühlmittels
auch im Notfall zugeführt wird.
Das Einspeisen des Kühlmittels aus dem Brennelement-Becken 12 in den Primärkreis 6 des Reaktors
erfordert nur einen verhältnismäßig geringen Druck, weil bei einem Leck der Kühlmitteldruck im Primärkreis
sinkt, während er innerhalb der Schutzhülle 5 ansteigt. Da das Brennelement-Becken 12 in der Schutzhülle 5
liegt, ist nur der Differenzdruck zu überwinden.
Das Einspeisen des Brennelement-Beckenkühlmittels in den Primärkreis senkt den Kühlmittelstand im
Brennelement-Becken. Das Kühlmittel sammelt sich jedoch in einem Sumpf 57 innerhalb der Schutzhülle 5
Daraus kann es über eine mit einem Ventil 59 versehen« Leitung 58 angesaugt werden, die bei 60 an die
Saugleitung der Nachkühlpumpe 40 angeschlossen ist.
Wie man sieht, ist in gleicher Höhe wie die Leitung 3: noch eine Leitung 62 an das Brennelement-Becken Ii
angeschlossen, die über eine Pumpe 63 das Kühlmitte des Brennelement-Beckens durch Düsen 64 im Gebäuds
des Reaktors versprühen kann, um dampfförmige! Kühlmittel zu kondensieren und den Druck zi
verringern. Das hierfür erforderliche Kühlmittel sam melt sich ebenfalls im Sumpf 57, so daß das Sprühsysterr
unbedenklich auch gleichzeitig mit der Notkühlung ir Gang gesetzt werden kann.
In der Fig.4 ist der Übersichtlichkeit halber nur eir
einziger Strang 36 des Not- und/oder Nachkühlsystem; gezeichnet, obwohl normalerweise mehrere parallele
Stränge vorhanden sind. Das Brennelement-Becker kann an jeden solcher parallelen Stränge oder aber ar
mehrere angeschlossen sein, um die Sicherheit zi erhöhen. Ferner ermöglicht die Zusammenfassung dei
Kühlung des Brennelement-Beckens mit dem Nachkühl system auch dann erhebliche Einsparungen, wenn eir
getrenntes Notkühlsystem vorhanden ist.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (9)
1. Not- und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor mit einem innerhalb der Reaktorschutzhülle
liegenden Brennelement-Becken, bei dem zur Not- bzw. Nachkühlung ein zusätzliches
Kühlmittel in den Primärkreis des Reaktors einspeisbar ist, dadurch gekennzeichnet,
daß das Brennelement-Becken (12) das zusätzliche Kühlmittel liefert
2. Not- und/oder Nachkühlsystem nach Anspruch
1 mit einem Kühlmittelkreis für das Brennelement-Becken, dadurch gekennzeichnet, daß der Kühlmittelkreis
für das Brennelement-Becken (12) mit mindestens einem Strang (36) des Not- und/oder
Nachkühlsystems vereinigt ist
3. Not- und/oder Nachkühlsystem nach Anspruch 2, gekennzeichnet durch mehrere parallele Stränge
(36) das Not- und/oder Nachkühlsystems, die über Ventile, Rückschlagklappen (35, 50) oder dergleichen
an den Kühlmittelkreis für das Brennelement-Becken (12) angeschlossen sind.
4. Not- und/oder Nachkühlsystem nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß an
das Brennelement-Becken (12) zusätzlich ein Gebäude-Sprühsystem (62,63,64) angeschlossen ist.
5. Not und/oder Nachkühlsysteni nach einem der
Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Anschlüsse (33, 62) für die Entnahme des zusätzlichen
Kühlmittels am Brennelement-Becken (12) jo geringfügig oberhalb des für die Abschirmung der
Brennelemente erforderlichen Flüssigkeitsspiegel (30) liegen.
6. Not- und/oder Nachkühlsystem nach einem der Ansprüche 2 bis 5, gekennzeichnet durch einen an J5
sich bekannten zusätzlichen Anschluß (58) des Kühlmittelkreises für das Brennelement-Becken (12)
an einen in der Schutzhülle (5) vorgesehenen Sumpf (57).
7. Not- und/oder Nachkühlsystem nach einem der Ansprüche 2 bis 6, gekennzeichnet diicch eine
Verzweigung (55) zur anteiligen gleichzeitigen Beaufschlagung des Stranges (36) des Not- und/oder
Nachkühlsystems und des Kühlmittelkreises für das Brennelement-Becken (12).
8. Not- und/oder Nachkühlsystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Strömungswiderstand
eines der Zweige durch eine Drossel (51) erhöht ist.
9. Not- und/oder Nachkühlsystem nach Anspruch r>o
7 oder 8, dadurch gekennzeichnet, daß sich der Strömungswiderstand des zum Kühlmittelkreis für
das Brennelement-Becken (12) führenden Zweiges zu dem des zum Strang (36) des Not- und/oder
Nachkühlsystems führenden Zweiges mindestens v, wie 2 :1 verhält.
Priority Applications (13)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
BE795482D BE795482A (fr) | 1972-02-19 | Systeme de refroidissement de reacteur nucleaire | |
DE2207870A DE2207870C3 (de) | 1972-02-19 | 1972-02-19 | Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor |
NL7301307A NL7301307A (de) | 1972-02-19 | 1973-01-30 | |
AT90573A AT325169B (de) | 1972-02-19 | 1973-02-01 | Kernreaktor mit einer nachkühlsystem |
ZA730905A ZA73905B (en) | 1972-02-19 | 1973-02-08 | Nuclear reactor installations |
FR7304905A FR2172152B1 (de) | 1972-02-19 | 1973-02-12 | |
IT20324/73A IT979056B (it) | 1972-02-19 | 1973-02-13 | Sistema di raffreddamento per un reattore nucleare |
CH213673A CH552267A (de) | 1972-02-19 | 1973-02-15 | Kuehlsystem fuer einen kernreaktor. |
GB759473A GB1396836A (en) | 1972-02-19 | 1973-02-15 | Nuclear reactor installations |
US05/332,737 US3966548A (en) | 1972-02-19 | 1973-02-15 | Cooling system for a nuclear reactor |
CA163,870A CA1009383A (en) | 1972-02-19 | 1973-02-16 | Cooling system for a nuclear reactor |
ES411726A ES411726A1 (es) | 1972-02-19 | 1973-02-17 | Perfeccionamientos en sistemas de refrigeracion para reacto-res nucleares. |
JP48020079A JPS4896998A (de) | 1972-02-19 | 1973-02-19 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2207870A DE2207870C3 (de) | 1972-02-19 | 1972-02-19 | Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2207870A1 DE2207870A1 (de) | 1973-08-23 |
DE2207870B2 true DE2207870B2 (de) | 1978-12-07 |
DE2207870C3 DE2207870C3 (de) | 1979-08-16 |
Family
ID=5836467
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2207870A Expired DE2207870C3 (de) | 1972-02-19 | 1972-02-19 | Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor |
Country Status (13)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3966548A (de) |
JP (1) | JPS4896998A (de) |
AT (1) | AT325169B (de) |
BE (1) | BE795482A (de) |
CA (1) | CA1009383A (de) |
CH (1) | CH552267A (de) |
DE (1) | DE2207870C3 (de) |
ES (1) | ES411726A1 (de) |
FR (1) | FR2172152B1 (de) |
GB (1) | GB1396836A (de) |
IT (1) | IT979056B (de) |
NL (1) | NL7301307A (de) |
ZA (1) | ZA73905B (de) |
Families Citing this family (19)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2316066C2 (de) * | 1973-03-30 | 1982-05-27 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Kernreaktor, insbes. Druckwasserreaktor |
SE411972B (sv) * | 1973-11-20 | 1980-02-11 | Kraftwerk Union Ag | Anordning for nodkylning av tryckvattenreaktorer |
US4080256A (en) * | 1974-10-31 | 1978-03-21 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor apparatus |
DE2459150C3 (de) * | 1974-12-14 | 1988-07-07 | BBC Brown Boveri AG, 6800 Mannheim | Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfalls-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall |
US4187147A (en) * | 1976-02-20 | 1980-02-05 | Westinghouse Electric Corp. | Recirculation system for nuclear reactors |
DE2621258A1 (de) * | 1976-05-13 | 1977-11-24 | Interatom | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr |
DE2842875C2 (de) * | 1978-10-02 | 1984-01-12 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Verfahren und Einrichtung zur Abfuhr der Nachwärme einer wassergekühlten Kernreaktoranlage |
DE2942937C2 (de) * | 1979-10-24 | 1984-10-18 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Einrichtung zur Nachwärmeabfuhr und/oder zur Notkühlung einer wassergekühlten Kernreaktoranlage |
FR2500676A1 (fr) * | 1981-02-24 | 1982-08-27 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau |
DE3120106C2 (de) * | 1981-05-20 | 1984-12-20 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Wassergefülltes Brennelement-Lagerbecken mit mehreren Kühlkreisläufen |
FR2514933A1 (fr) * | 1981-10-16 | 1983-04-22 | Framatome Sa | Dispositif d'injection de securite d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US4587080A (en) * | 1982-02-05 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Compartmentalized safety coolant injection system |
US5255296A (en) * | 1992-06-24 | 1993-10-19 | Westinghouse Electric Corp. | Collecting and recirculating condensate in a nuclear reactor containment |
US5268943A (en) * | 1992-06-24 | 1993-12-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system |
DE4344323A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors |
DE4344004A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Containment-Sprühsystem, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
DE19611703C2 (de) * | 1996-03-25 | 1998-04-09 | Siemens Ag | Verfahren und Vorrichtung zur Absicherung der Nachwärmeabfuhr aus einem Reaktor eines Kernkraftwerkes |
DE19752668A1 (de) * | 1997-11-27 | 1999-06-02 | Siemens Ag | Vorrichtung zur Zufuhr eines neutronenabsorbierenden Fluides in den Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors und Verfahren zur Erhöhung der Neutronenabsorption in einem solchen Primärkreislauf |
CN103871506B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-12-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站高压安全注射*** |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL113562C (de) * | 1959-02-24 | |||
NL113051C (de) * | 1960-02-12 | 1900-01-01 | ||
US3423286A (en) * | 1966-02-18 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Pressure suppressing arrangement for use with a nuclear reactor |
US3431168A (en) * | 1967-06-26 | 1969-03-04 | Gen Electric | Reactor cooling system |
US3865688A (en) * | 1970-08-05 | 1975-02-11 | Frank W Kleimola | Passive containment system |
-
0
- BE BE795482D patent/BE795482A/xx unknown
-
1972
- 1972-02-19 DE DE2207870A patent/DE2207870C3/de not_active Expired
-
1973
- 1973-01-30 NL NL7301307A patent/NL7301307A/xx not_active Application Discontinuation
- 1973-02-01 AT AT90573A patent/AT325169B/de not_active IP Right Cessation
- 1973-02-08 ZA ZA730905A patent/ZA73905B/xx unknown
- 1973-02-12 FR FR7304905A patent/FR2172152B1/fr not_active Expired
- 1973-02-13 IT IT20324/73A patent/IT979056B/it active
- 1973-02-15 GB GB759473A patent/GB1396836A/en not_active Expired
- 1973-02-15 CH CH213673A patent/CH552267A/de not_active IP Right Cessation
- 1973-02-15 US US05/332,737 patent/US3966548A/en not_active Expired - Lifetime
- 1973-02-16 CA CA163,870A patent/CA1009383A/en not_active Expired
- 1973-02-17 ES ES411726A patent/ES411726A1/es not_active Expired
- 1973-02-19 JP JP48020079A patent/JPS4896998A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2172152A1 (de) | 1973-09-28 |
BE795482A (fr) | 1973-05-29 |
IT979056B (it) | 1974-09-30 |
GB1396836A (en) | 1975-06-04 |
US3966548A (en) | 1976-06-29 |
AT325169B (de) | 1975-10-10 |
ZA73905B (en) | 1974-02-27 |
JPS4896998A (de) | 1973-12-11 |
CH552267A (de) | 1974-07-31 |
DE2207870C3 (de) | 1979-08-16 |
ES411726A1 (es) | 1977-06-16 |
FR2172152B1 (de) | 1976-05-14 |
NL7301307A (de) | 1973-08-21 |
CA1009383A (en) | 1977-04-26 |
DE2207870A1 (de) | 1973-08-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2207870C3 (de) | Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor | |
DE2606469C3 (de) | ||
DE69025708T2 (de) | Passive Wärmeabfuhr aus einer Kernreaktorsicherheitshülle | |
DE69009367T2 (de) | System zum Abführen der Reaktorkernzerfallswärme in einem Druckwasserreaktor. | |
DE2217398A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2432131A1 (de) | Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor | |
DE3205836A1 (de) | Notkuehlvorrichtung fuer einen wassergekuehlten kernreaktor | |
DE2730124A1 (de) | Schnellneutronen-kernreaktor | |
DE2519968A1 (de) | Kernreaktor | |
DE3917940A1 (de) | Wassergekuehlter kernreaktor | |
DE2525119B2 (de) | Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken | |
DE2625543C3 (de) | Reaktoranlage | |
DE2316066C2 (de) | Kernreaktor, insbes. Druckwasserreaktor | |
DE2605994C2 (de) | Warmwasserbereitungsanlage | |
DE2521269C3 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE2942937C2 (de) | Einrichtung zur Nachwärmeabfuhr und/oder zur Notkühlung einer wassergekühlten Kernreaktoranlage | |
DE2240067C3 (de) | Kernenergie-Anlage in dezentralisierter Kompaktbauweise | |
DE1137810B (de) | Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen | |
DE2518851A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2535378A1 (de) | Entkoppelter primaerkreis | |
DE4344323A1 (de) | Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors | |
DE2336146A1 (de) | Dampferzeugende kernreaktoranlage | |
DE2448591C3 (de) | Not- und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor | |
DE2316006C2 (de) | Kernreaktor | |
DE2247797C2 (de) | Kühlkreislaufanordnung für Kernenergieanlagen |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8320 | Willingness to grant licences declared (paragraph 23) | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |