DE2320091A1 - Kernreaktor, insbesondere brutreaktor - Google Patents
Kernreaktor, insbesondere brutreaktorInfo
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Description
Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor
Aus der deutschen Offenlegungssehrift 2 035 089 ist ein Kernreaktor
bekannt, bei dem unterhalb des Reaktordruckbehälters eine Wanne vorgesehen ist, die den Kern im Falle des Kernschmelzens
auffangen und kühlen soll* Die Wanne enthält ein Rohrsystem, an das ein oberhalb der Wanne liegender Wasserbehälter
einerseits und eine Steigleitung andererseits angeschlossen ist, die den Wasserbehälter noch überragt. Erwärmt der geschmolzene Kern das Wasser im Rohrsystem der Wanne, so tritt
aus dem offenen Ende der Steigleitung Dampf aus, während aus dem Behälter Wasser nachfließt. Dadurch ergibt sich eine Kühlung
der Wanne mit dem geschmolzenen Kern. Die Dauer und Intensität der Kühlung ist jedoch begrenzt, zumal über die Ableitung
der mit dem Dampf transportierten "Wärme nichts gesagt wird und man daher annehmen muß, daß die Wärme in dem als Betonkonstruktion
dargestellten Reaktorgebäude verbleiben soll. Die bekannte Kühlung ist somit auf Reaktoren geringer Leistung
beschränkt.
Die Erfindung richtet sich dagegen auf leistungsstarke Kernreaktoren,
insbesondere Brutreaktoren, bei denen die Masse des Kerns und die darin entwickelte Wärme und Nachwärme so
groß sind, daß eine Kühlung der Wanne an ihrer Unterseite und den Randflächen unter Umständen nicht mehr ausreicht, insbesondere
deshalb, weil die Wärmeleitung, die für die Wärmeabfuhr bisher praktisch ausschließlich bestimmend ist, mit
wachsender Sumpftiefe der Schmelze im Verhältnis zur Wärmeentwicklung kleiner wird. Für diesen Fall sucht die Erfindung
eine Möglichkeit zur Intensivierung der Kühlung,-die mit relativ
geringem Aufwand zu verwirklichen ist.
Gemäß der Erfindung ist vorgesehen, daß kühlbare Flächen über
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den Spiegel der Schmelze hinausragen. Die Wärmeabfuhr erfolgt
demnach nicht mehr nur auf dem Wege von der Unterseite der Schmelze über die Wanne und das in dieser vorgesehene Kühlmedium,
sondern auch von der Oberseite der Schmelze her. Die dort bei hohen Temperaturen wirkende Wärmestrahlung, die
normalerweise nach oben auf die Tragstrukturen des Reaktorkerns wirken würde, wird von den kühlbaren Flächen über dem
Spiegel der Schmelze aufgenommen. Man vermeidet dadurch, daß , die für das Tragen des Kerns .vorgesehenen kräftigen Konstruktionselemente
soweit erhitzt werden, daß sie in die Schmelzwanne stürzen und dadurch womöglich noch Schaden am Kühlsystem
der Schmelzwanne verursachen.
Es ist günstig, wenn die kühlbaren Flächen im wesentlichen
vertikal verlaufen, weil sich in solchen Flächen besonders einfach eine natürliche Kühlmittelströmung erreichen läßt.
Daneben kann man die über dem Spiegel der Schmelze gelegenen Kühlflächen aber auch dachähnlich über die Schmelze führen und
hiermit eine besonders intensive Abschirmung der über der Schmelze liegenden Konstruktionsteile erhalten.
Die kühlbaren Flächen können vorteilhaft einzelne über den
Querschnitt der Wanne verteilte Säulen sein, weil man da besonders gleichmäßige Wärmeabfuhr erreicht. Ferner können
die Kühlflächen einem erhöhten Rand der Wanne zugeordnet sein.
Die genannten Säulen können eine Abschirmung tragen. Mit der Abschirmung kann erreicht werden, daß das Kühlsystem durch
die beim Schmelzen des Kerns herabfallenden Teile nicht beschädigt wird. Für mehrere Säulen kann man eine gemeinsame Abschirmung
vorsehen, so daß bestimmte, für das Eintreten der Schmelze in die Wanne ausreichende Spalten entstehen. Die
Abschirmung selbst wird zweckmäßig ungekühlt ausgeführt. Sie kann insbesondere schmelzbar sein, um eine gewisse Wärmeaufnahme
vor der eigentlichen Kühlung zu erreichen und um bestimmte Abmessungen von Wanne und Abschirmung für den Normalbetrieb
einerseits und den Durchtritt der Schmelze anderer-
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seits einhalten zu können.
Die Wanne selbst kann,in der gleichen Art wie in der genannten
Offenlegungsschrift 2 035 089 beschrieben, kühlbar sein. Sie
kann auch mit Leitungen zur Intensivierung der Wärmeabgabe nach außen ausgeführt werden, wie in der Patentanmeldung
P 22 34 782.6 vorgeschlagen wird. Besonders günstig ist es jedoch, wenn die Wanne .gemäß der weiteren Erfindung aus
einzeln kühlbaren Elementen zusammengesetzt ist. Mit einzeln kühlbar ist gemeint, daß die Wandfläche der Wanne in kleine
räumliche Bereiche unterteilt ist, die jeweils ein eigenes Kühlsystem besitzen. Dies sorgt dafür, daß der Ausfall einzelner
Kühlmittelleitungen die Kühlung insgesamt nur unwesentlich beeinträchtigt.
Anhand der beiliegenden Zeichnung werden im folgenden einige Ausführungsbeispiele beschrieben.
In den Fig. 1 und 2 ist in einem Längsschnitt und einem Querschnitt
ein Teil eines aus Beton bestehenden Reaktordruekbehälters 1 für einen gasgekühlten schnellen Brutreaktor gezeichnet,
der mit einer metallischen Auskleidung 2 versehen ist. Auf dieser sitzt innen eine Wärmeisolierung 3· Der Reaktordruckbehälter
enthält Kohlendioxid (CO2) oder Helium (He)
als Kühlmittel, das z.B. unmittelbar eine Gasturbine treiben kann.
Beim Ausführungsbeispiel ist nur der untere Teil des Reaktordruckbehälters
1 gezeichnet. Dort befindet sich unterhalb des nicht weiter dargestellten Reaktorkerns eine Wanne 6 zum Auffangen
der Kernschmelze für den Fall, daß der Kern bei Überhitzung flüssig wird. Die Wanne 6 besteht zum Beispiel aus
Graphit. Sie besitzt die aus der Pig. 2 ersichtliche Ringform, wobei zwei einander zum Teil überdeckende ringförmige Dachpartien
7 und 8 einen Spalt 10 einschließen, durch den die Schmelze in den Innenraum 12 der Wanne 6 gelangen kann.
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Wie man sieht, ist die Wanne 6 mit einer Tragstruktur 13 abgestützt,
die aus Balken 14 und wärmeisolierenden Stützklötzen 15 besteht. Daraus ergibt sich ein Zwischenraum 18, in dem
Kühlsysteme 19 angeordnet sind. Die Kühlsysteme 19 sind gleich ausgebildet. Sie umfassen jeweils zwei Sammelleitungen 20 und
21. Von diesen führen einzelne Kühlmittelleitungen 29 in die Verschiedenen, dem Innenraum 12 der Wanne benachbarten Wannenteile.
Das Kühlmittel kann z.B. Wasser sein. Es können aber auch höhersiedende Stoffe verwendet werden.
Nach der Erfindung erstreckt sich die Kühlung nicht nur auf den Wannenboden 22, sondern auch auf die vertikalen Flächen 23
und 24, die über den höchsten denkbaren Spiegel 30 der Schmelze hinausragen, sowie auf die Unterseite 25 und 26 der
Abschirmungen 7 und 8. Des weiteren sind über den Wannenboden verteilt Stützrohre 27 und 28 vorgesehen, die die Abschirmungen
7 und 8 tragen und ebenfalls gekühlt werden. Man erhält dadurch großflächige Kühlungsmöglichkeiten oberhalb des
strichpunktiert angedeuteten Spiegels 30 der Schmelze. Dies führt dazu, daß die Wärme der Schmelze nicht nur durch den
Boden der Wanne abgeführt werden muß, sondern auch in Form von Strahlungswärme aufgenommen werden kann, die sonst die über
dem Schmelzspiegel 30 liegende Flächen erreicht und dort zu Schäden führt.
In den Fig. 3 und 4 sind zwei Einzelelemente gezeichnet, die zum Aufbau der Wanne und zur Bildung der über den Schmelzspiegel
liegenden Kühlflächen dienen können. Man erkennt wiederum die Auskleidung 2 und die Isolierung 3 des nicht gezeichneten
Reaktordruckbehälters,auf der im Querschnitt sechseckige Kühlkörper 35 so dicht nebeneinander angeordnet sind,
daß sie zusammen den Boden der Wanne 6 bilden.
Die Kühlkörper 35 umfassen ein wärmeisolierendes Stützrohr 36 mit einem Metall- oder Graphitklotz 37. In der Mitte dieses
Klotzes ist ein doppelwand!ges Rohr 40 vorgesehen. Es bildet
einen inneren Kanal 41 zur Zuführung von Kühlmittel und einen
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äußeren Ringkanal 42, durch den das Kühlmittel abströmen kann. Mit Hilfe eines Verteilerkopfes 44 wird das Kühlmittel direkt
an einen äußeren Überzug 45 gelenkt, der praktisch den gesamten Verteilerkopf umgibt. Die für die Übertragung von Kräften
notwendige Unterstützung des Überzuges 45 wird durch nicht
weiter dargestellte Rippen 46 erreicht. Abgesehen von diesen Rippen ist jedoch praktisch die gesamte Fläche des Überzuges
45 gekühlt, so daß eine intensive Wärmeabfuhr stattfindet.
In den Bodenbereich 22 einer Schmelzwanne 6, der aus den
Kühlkörpern 35 als Elementen gebildet wird, sind erhöhte Säulen 50 eingesetzt, die in Fig. 4 in einem Längsschnitt
näher zu sehen sind. Bei ihnen ist die Führung des Kühlmittels durch einen verlängerten Strömungskörper 51 über den
Spiegel 30 der Schmelze in die Höhe gezogen. Dadurch wird die oberhalb des Schmelzspiegels herrschende Wärmestrahlung
aufgefangen und abgeführt, bevor sie auf Tragteile des Kerngerüstes einwirken kann.
Die Oberseite der Säulen 50 ist mit einem Schildkörper 55 abgedeckt,
der gleichfalls aus Graphit bestehen kann und zweckmäßig mit einer metallischen Abdeckung 56 versehen ist. Der
Schild 55 ist mit einer geeigneten Ausnehmung 57 auf einen Dorn 58 aufgesteckt, der im Oberteil 59 der Säule 50 befestigt
ist.
Bei dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 5 ist die Wanne wiederum
aus einzelnen, im Querschnitt sechseckigen Elementen 60 zusammengesetzt. Die Elemente besitzen neben dm konzentrischen
Rohren 61, 62 und 63, mit denen Kühlkanäle gebildet werden, einen Hohlraum 65 zur Aufnahme der Schmelze. Dieser Hohlraum
ist mit einem verengten Eingang 66 versehen,, weil am oberen
Ende der Rohre ein beispielsweise aus Graphit bestehender Mündungskörper 67 angebracht ist. Über der Öffnung 66 sitzt
ein Schild 68, das mit Rippen 69 befestigt ist. Hier sind also die die Wanne 6 bildenden Elemente zugleich die Säulen,
deren Kühlflächen über den Spiegel der Schmelze hinausragen.
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Dabei kann man durch Verbindungen zwischen den Hohlräumen 65 der einzelnen Elemente 60 dafür sorgen, daß sich in allen
Elementen 60 etwa ein gleich hoher Schmelzspiegel einstellt.
8 Patentansprüche
5 Figuren
5 Figuren
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Claims (8)
- - 7 - VPA 73/9419PatentansprücheKernreaktor, insbesondere Brutreaktor, mit einer unterhalb des Eeaktorkerns angeordneten kühlbaren Wanne zum Auffangen des Reaktorkerns beim Schmelzen, dadurch gekennzeichnet, daß kühlbare Flächen (23 bis 28) über den Spiegel (30) der Schmelze hinausragen.
- 2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die kühlbaren Flächen (23 bis 28) im wesentlichen vertikal verlaufen.
- 3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die kühlbaren Flächen einzelne über den Querschnitt der Wanne (6) verteilte Säulen (27, 28, 50) sind.
- 4. Kernreaktor nach Anspruch' 3f dadurch gekennzeichnet, daß die Säulen (27, 28) eine Abschirmung (7) tragen.
- 5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß für mehrere Säulen (27, 28) eine gemeinsame Abschirmung (7) vorgesehen ist.
- 6. Kernreaktor nach Anspruch 4 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Abschirmung ungekühlt, insbesondere schmelzbar ist.
- 7. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (6) aus einzeln kühlbaren Elementen (35) zusammengesetzt ist.
- 8. Kernreaktor nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Elemente (60) miteinander verbundene Taschen (65) aufweisen (Fig. 5).409845/0501
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Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
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GB1715774A GB1470830A (en) | 1973-04-19 | 1974-04-18 | Nuclear reactor |
CA197,761A CA1017078A (en) | 1973-04-19 | 1974-04-18 | Reactor core melt containment receptacle |
BE143339A BE813877A (fr) | 1973-04-19 | 1974-04-18 | Reacteur nucleaire |
US05/462,433 US4003785A (en) | 1973-04-19 | 1974-04-19 | Reactor core melt containment receptacle |
Applications Claiming Priority (1)
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---|---|---|---|
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Publication Number | Publication Date |
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DE2320091A1 true DE2320091A1 (de) | 1974-11-07 |
DE2320091B2 DE2320091B2 (de) | 1977-12-29 |
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FR (1) | FR2226727B1 (de) |
GB (1) | GB1470830A (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2622050A1 (de) * | 1976-05-18 | 1977-12-08 | Kraftwerk Union Ag | Verdampfungskuehlung fuer die schmelze eines reaktorkerns |
US4240875A (en) * | 1975-06-07 | 1980-12-23 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Nuclear energy plant with collecting container for melting core masses |
Families Citing this family (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4252612A (en) * | 1977-10-10 | 1981-02-24 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Nuclear reactors |
US4342621A (en) * | 1977-10-11 | 1982-08-03 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core catcher and containment heat removal system |
FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
US4343762A (en) * | 1980-06-27 | 1982-08-10 | Brownlee Morris L | Safety device for nuclear fission reactors |
DE3125970A1 (de) * | 1981-07-01 | 1983-02-10 | Max-Planck-Gesellschaft zur Förderung der Wissenschaften e.V., 3400 Göttingen | Hitzeschild |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
FR2533960A1 (fr) * | 1982-09-30 | 1984-04-06 | Commissariat Energie Atomique | Structure de protection du plancher d'une enceinte de beton |
USH91H (en) | 1983-03-04 | 1986-07-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris |
US5049352A (en) * | 1990-10-15 | 1991-09-17 | Associated Universities, Inc. | Nuclear reactor melt-retention structure to mitigate direct containment heating |
DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
FR2681718B1 (fr) * | 1991-09-20 | 1994-02-11 | Framatome | Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident. |
DE59406052D1 (de) * | 1993-11-23 | 1998-06-25 | Siemens Ag | Vorrichtung zum rückhalten einer kernschmelze innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage |
JP2011174897A (ja) * | 2010-02-25 | 2011-09-08 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント |
CN113948225B (zh) * | 2021-10-22 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | 具有顶部热屏蔽的反应堆 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1501340B2 (de) * | 1965-04-13 | 1971-04-29 | Allmanna Svenska Elektriska AB, Vasteras (Schweden) | Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren |
FR1459318A (fr) * | 1965-10-08 | 1966-04-29 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage combustible pour réacteur nucléaire et réacteur nucléaire comportant de tels assemblages |
US3629064A (en) * | 1968-09-09 | 1971-12-21 | Trw Inc | Safety apparatus for nuclear reactors |
US3702802A (en) * | 1971-06-16 | 1972-11-14 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor incorporating means for preventing molten fuel from breaching the containment vessel thereof in the event of a core meltdown |
BE792245A (fr) * | 1971-12-02 | 1973-03-30 | Atomic Energy Commission | Structure de retention de debris de combustible nucleaire |
-
1973
- 1973-04-19 DE DE2320091A patent/DE2320091C3/de not_active Expired
-
1974
- 1974-03-22 FR FR7409867A patent/FR2226727B1/fr not_active Expired
- 1974-04-18 BE BE143339A patent/BE813877A/xx unknown
- 1974-04-18 CA CA197,761A patent/CA1017078A/en not_active Expired
- 1974-04-18 GB GB1715774A patent/GB1470830A/en not_active Expired
- 1974-04-19 US US05/462,433 patent/US4003785A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4240875A (en) * | 1975-06-07 | 1980-12-23 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Nuclear energy plant with collecting container for melting core masses |
DE2622050A1 (de) * | 1976-05-18 | 1977-12-08 | Kraftwerk Union Ag | Verdampfungskuehlung fuer die schmelze eines reaktorkerns |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4003785A (en) | 1977-01-18 |
GB1470830A (en) | 1977-04-21 |
BE813877A (fr) | 1974-08-16 |
DE2320091B2 (de) | 1977-12-29 |
FR2226727A1 (de) | 1974-11-15 |
FR2226727B1 (de) | 1977-03-04 |
CA1017078A (en) | 1977-09-06 |
DE2320091C3 (de) | 1978-08-24 |
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