DE2345580A1 - Druckwasserreaktor mit einer sicherheitshuelle und einer frischdampfleitung - Google Patents
Druckwasserreaktor mit einer sicherheitshuelle und einer frischdampfleitungInfo
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Description
KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT Erlangen, den
Werner-von-Siemens-Str.
VPA 73/9452 Sm/Hgr
•Druckwasserreaktor mit einer Sicherheitshülle und einer Frischdampfleitung
Die Erfindung betrifft einen Druckwasserreaktor mit einer Sicherheitshülle und einer Frischdampfleitung, die aus der
Sicherheitshülle herausführt und mindestens eine Absperrarmatur aufweist. In der Sicherheitshülle sind alle strahlungsgefährdeten
Komponenten für die nukleare Dampferzeugung untergebracht. Die Absperrarmatur hat man dagegen außerhalb
der Sicherheitshülle angeordnet, obwohl man dafür einen beträchtlichen Aufwand treiben muß, wenn man die Absperrarmatur
den Vorschriften entsprechend geschützt unterbringt, um in jedem Fall bei Störungen zu vermeiden, daß der Dampf zu
einer Gefährdung des Personals oder der Umgebung führen kann. Offenbar hatte sich die Auffassung durchgesetzt, daß die Absperrarmatur
nur so jederzeit für eine Wartung zugänglich ist, womit sichergestellt s/ein soll, daß die Ab sperr armatur jederzeit
geschlossen we'raten kann, wenn ein. Leck an der Frischdampfleitung
auftritt. Außerdem soll durch das Schließen der Absperrarmatur auch noch die Kühlfähigkeit des Druckwasserreaktors
zusätzlich gesichert und insbesondere verhindert werden, daß an dem zum Druckwasserreaktor gehörenden Dampferzeuger
Folgeschäden auftreten, weil das Speisewasser unkontrolliert dampfförmig entweicht.
Demgegenüber hat die Erfindung eine Verbesserung des Druckwasserreaktors
zum Ziel, bei der der große Aufwand für die Unterbringung der Absperrarmatur verringert werden kann. Außerdem
soll mit der Erfindung eine Verkleinerung der Strahlungsgefahr erreicht werden, die jedenfalls theoretisch bei Annahme
einer ganzen Reihe von Störungen denkbar ist, obwohl an sich jeder einzelnen Störung vorgebeugt und ihre Wahr-
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scheinlichkeit gering ist.
Die technische Lehre der Erfindung besteht darin, daß die Absperrarmatur
in der Sicherheitshülle angeordnet ist. Hierdurch kann erstaunlicherweise die Strahlengefährdung noch besser
vermieden werden als das mit der bisher üblichen wartungsfreundlichen Anordnung der Absperrarmatur außerhalb der Sicherheitshülle
möglich war. Die Absperrarmatur ist dann zwar
nicht mehr ganz so leicht zugänglich wie bisher, aber andererseits kann nach dem Schließen der Absperrarmatur auch
kein Dampf mehr aus der Sicherheitshülle entweichen, der selbst zum Beispiel bei Undichtigkeiten am Dampferzeuger Radioaktivität
enthält. Mithin wird eine Beeinträchtigung der Umwelt insgesamt besser vermieden als durch die bisher bestimmende
Wartungsmöglichkeit allein.
Zur Vergrößerung der Sicherheit können im Inneren der Sicherheitshülle
zwei in Reihe liegende Absperrarmaturen untergebracht sein (Redundanz). Außerdem kann man der Absperrarmatur
im Inneren der Sicherheitshülle noch eine Absperrarmatur
außerhalb der Sicherheitshülle nachschalten. Hierzu ist jedoch zu bemerken, daß man im Hinblick auf die Größe und den Preis
der Absperrarmaturen die Zahl möglichst klein halten wird.
Die Absperrarmatur kann vorteilhaft im Inneren der Sicherheitshülle
in einem Armaturenraum angeordnet werden. Hier kann relativ leicht eine geschützte Unterbringung erreicht
werden. Insbesondere kann der Armaturenraum von einem Anlagenraum, der Reaktordruckbehälter und Dampferzeuger des
Druckwasserreaktors aufnimmt, durch mechanisch feste Wände getrennt sein. Man kann dadurch sicherstellen, daß auch bei
Schäden an den genannten Anlagenteilen keine Rückwirkung auf die Absperrarmatur der Frischdampfleitung ausgeübt wird. Der
Armaturenraum kann vorteilhaft als Konsolplattform mit einer Fangkonstruktion für die Absperrarmatur ausgebildet sein. Eine
solche Konsolplattform kann leicht an einem im Inneren der
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Sicherheitshülle üblichen Trümmerschutzzylinder befestigt sein, der den Druckwasserreaktor zu dem Zweck umgibt, daß bei einem
Bruch die Sicherheitshülle nicht von umherfliegenden Teilen durchschlagen wird.
Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung ist der Armaturenraum im Betrieb begehbar. Für diesen Fall ist
praktisch die gleiche Zugänglichkeit gegeben, wie wenn die Absperrarmatur außerhalb der Sicherheitshülle angeordnet wäre.
Hinzu kommt aber außer dem schon erwähnten Vorteil, daß keine Radioaktivität mit Frischdampf aus der Sicherheitshülle gebracht
werden kann, der weitere Vorteil, daß die Absperrarmatur durch die Sicherheitshülle und die für diese übliche mechanisch feste Sekundärabschirmung von vornherein auch gegen äußere
Einwirkungen, zum Beispiel gegen Flugzeugabstürze, geschützt ist. Der Armaturenraum kann dabei eine eigene Schleuse aufweisen,
mit der die Zugänglichkeit unabhängig von der Begehbarkeit der Sicherheitshülle gewährleistet ist.
Der Absperrarmatur kann ein Sicherheitsventil zugeordnet sein, mit dem der im Dampfsystem mögliche Maximaldruck begrenzt
wird. Das Sicherheitsventil wird also ebenfalls in der Sicherheitshülle untergebracht. Es kann jedoch eine aus der Sicherheitshülle
herausführende Abblasleitung aufweisen. Daneben kann es aber auch vorteilhaft sein, wenn man zusätzlich oder
als Ersatz dafür ein.in die Sicherheitshülle abblasendes Sicherheitsventil mit einem höheren Ansprechdruck vorsieht.
Dabei kann es auch empfehlenswert sein, daß das in die Sicherheitshülle abblasende Sicherheitsventil in einen Abblasetank
führt. Dieser kann zur schnellen Kondensation des Dampfes mit Wasser gefüllt sein.
Die Absperrarmatur kann im Prinzip an unterschiedlichen Stellen im Inneren der Sicherheitshülle untergebracht werden. Eine besonders
günstige Unterbringungsmöglichkeit besteht aber in der Nähe des Äquators einer als Kugel ausgebildeten Sicherheitshül-
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le, zum Beispiel weil dort Raun, zur Verfügung steht, der in
anderer Weise nur schlecht zu nutzen ist. Außerdem kann die mit der Absperrarmatur versehene Frischdampfleitung dann in
einfacher Weise in radialer Richtung durch die Kugel geführt werden, wodurch Wärmedehnungen optimal beherrscht werden können.
Zur Vergrößerung der Sicherheit kann die Frischdampfleitung zwischen
der Absperrarmatur und dem zugehörigen Dampferzeuger
doppelwandig ausgeführt sein. Ziel dieser Anordnung ist ein zusätzlicher Schutz des vor der Absperrarmatur liegenden Teils
der Frischdampfleitung gegen Brüche, die mit der Absperrarmatur nicht abgetrennt werden könnten. Des weiteren kann man
aber auch die Frischdampfleitung zwischen Absperrarmatur und Sicherheitshülle doppelwandig ausführen.
Mit der Frischdampfleitung wird normalerweise die gesamte im Reaktor erzeugte Energie aus der Sicherheitshülle heraustransportiert.
Sperrt man die Frischdampfleitung, so kann auch bei schnellem Abschalten des Reaktors noch ein Überschuß an
Energie entstehen, der nur schwierig zu beseitigen ist. Als Abhilfe wird gemäß der weiteren Erfindung vorgeschlagen,
daß die Absperrarmatur einen zweistufigen Schließmechanismus aufweist, mit dem der größere Teil des Schließweges schnell
und der Rest verzögert im Zeitraum von etwa einer Minute oder weniger zurückgelegt wird. Hierbei wird eine längere Schließzeit
der Absperrarmatur insgesamt für den Zweck in Kauf genommen, daß mit dem Dampf noch so viel Energie aus der Sicherheitshülle
herausbefördert wird, daß die verbleibende Energie im Inneren der Sicherheitshülle ohne weiteres beherrscht werden
kann.
Der zweistufige Schließmechanismus kann ein mechanisches oder hydraulisches Getriebe umfassen. Hiermit sind alle Anordnungen
gemeint, die eine Übersetzung im Zeit-Weg-Verhältnis zwischen
der Antriebs- und der Abtriebsseite aufweisen. Es kann
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sich also um einfache Hebelübersetzungen, Kurbeltriebe, Nockensteuerungen mit Kurvenscheiben wie auch um Zahnradgetriebe
handeln. Ebenso sind hydraulische Getriebe gemeint, die mit einem hydraulischen Motor in Form eines Kolbens
oder dergleichen ausgerüstet sind. Der Motor kann auch mit Eigenmedium (Dampf) angetrieben sein. Der Schließmechanismus
muß aber nicht ausschließlich mit zwei verschiedenen Geschwindigkeiten, zum Beispiel schnell-langsam ausgeführt
sein. Er kann auch so arbeiten, daß eine Pause zwischen zwei Bewegungsstufen vorliegt, so daß insgesamt im ersten Zeitraum
ein großer Bewegungshub zurückgelegt und in dem zweiten Bewegungszeitraum, auf Grund der darin liegenden Pause nur
ein kleiner Bewegungshub zurückgelegt wird.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folgenden anhand der beiliegenden Zeichnung zwei Ausführungsbeispiele beschrieben.
Dabei ist in
Fig. 1 ein Rohrschaltplan für die Kühlung eines Druckwasserkernreaktors
gezeichnet.
Fig. 2 zeigt eine Ausführungsform des Armaturenraums in einem Vertikalschnitt.
Fig. 3» 4 und 5 zeigen in einem Horizontal- und zwei Vertikalschnitten
eine etwas andere Anordnung eines Armaturenrauraes in der Sicherheitshülle des Druckwasserreaktors.
In der Kernreaktoranlage nach der Erfindung wird in einem
Dampferzeuger 1, der bis zum Wasserspiegel 2 mit Speisewasser gefüllt ist, Frischdampf für eine nicht gezeichnete Turbine
erzeugt. Zu diesem Zweck wird der Dampferzeuger über zwei Primärleitungen 3 und 4 von einem Druckwasserleistungsreaktor beheizt.
Je nach der Anzahl der Primärkreisschleifen empfängt der Dampferzeuger 1 dabei ein Drittel oder ein Viertel der
gesamten thermischen Leistung des Druckwasserreaktors von zum Beispiel 4000 MW. Das als Primärkühlmittel verwendete leichte
Wasser wird mit einer Pumpe 5 in Umlauf gebracht.
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Am oberen Ende des Dampferzeugers 1 ist eine Frischdampfleitung
8 vorgesehen. Sie führt über ein Ventil 9 aus der durch die gestrichelte Linie IO angedeuteten kugelförmigen Sicherheitshülle
zur Turbine des Kraftwerkes. An die Frischdampfleitung 8 ist über ein Reduzierventil 12 ein Hilfskondensator
13-angeschlossen. Der Hilfskondensator 13 besitzt eine Kühleinrichtung
14, die von einem Zwischenkühlkreis 15 rückgekühlt wird. Ein Kondensatauslaß 16 des Hilfskondensators führt in
einen Sammler 17. An diesen ist unter Zwischenschaltung einer Pumpe 18 sowie eines Absperrventils 19 eine Leitung 21 angeschlossen,
die unterhalb des normalen Wasserstandes im Dampferzeuger 1 in diesen führt. Mit dem Ventil 19 kann der
Kondensatabfluß gesteuert werden. Damit kann auch der Wärmeübergang im Hilfskondensator 13 durch unterschiedliche Kondensatstandshöhen
gedrosselt oder durch vollständiges Fluten abgesperrt werden.
Oberhalb des Hilfskondensators 13 ist hinter dem Ventil 12 an die Leitung 8 ein Sicherheitsventil 30 angeschlossen, das
zu einer Ausblasleitung 31 außerhalb der Sicherheitshülle 10 führt. Das Sicherheitsventil 30 ist über ein Ventil 32 absperrbar.
Parallel zum Sicherheitsventil 30 ist ein weiteres Sicherheitsventil 33 mit einem höheren Ansprechdruck geschaltet.
Diesem Sicherheitsventil ist eine Ausblasedüse 35 in der Sicherheitshülle 10 zugeordnet.
Beim Ausführungsbeispiel ist über eine Rückschlagklappe 54 und ein Ventil 55 ein Flutbehälter 56 an die Leitung 21 angeschlossen,
aus dem mit einer Kolbenpumpe 57, die vorzugsweise dampfbetätigt ist, boriertes Flutwasser in den Dampferzeuger
1 eingespeist werden kann. Die Einspeisung erfolgt nur dann,.wenn bei einem größeren Unfall der Dampferzeuger 1 nicht
mehr genügend Speisewasser enthält, um über den Hilfskondensator 13 eine ausreichende Wärmeabfuhr zu ermöglichen. Die
Tatsache, daß das normalerweise für andere Zwecke, nämlich zur Einspeisung über das Ventil 58 in den Primärstrang 4
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gedachte borierte Flutwasser in den Speisewasserkreis gelangt, ist in diesem Falle unbeachtlich, weil ohnehin ein
größerer Unfall vorliegt, der eine Überholung der gesamten Kernreaktoranlage erfordert. Tatsächlich wird aber dadurch
ein besonderer Behälter eingespart, der sonst für die sichere Kühlung benötigt werden würde.
Ferner ist beim Ausführungsbeispiel ein Behälter 60 zu sehen, der Deionat, d.h. gereinigtes, vor allem unboriertes Primärkühl
wasser enthält. Dieses kann mit einer Pumpe 61 über ein Ventil 62 oder bei hohen Drücken mit einer Kolbenpumpe 63
über ein Ventil 64 und-die gemeinsame Rückschlagklappe 65
in den Vorwärmer 66 des Dampferzeugers gefördert werden. Dieser Einspeiseweg wird benutzt, wenn der Hilfkondensator betrieben
wird, ohne daß ein größerer Unfall (Leckbildung) vorausgegangen ist.
In Fig. 2 ist ein Ausschnitt aus der Kernreaktoranlage mit dem Druckwasserreaktor von zum Beispiel 1200 MWe in einem
maßstäblichen Vertikalschnitt gezeichnet. Man erkennt den Reaktordruckbehälter 6 mit dem Reaktordeckel 7, der in dem
biologischen Schild 11 untergebracht ist. Das als Primärkühlmittel verwendete leichte Wasser gelangt durch die als
"heißer" Strang bezeichnete Rohrleitung 3 in den Dampferzeuger
1, der in geeigneter Weise mit einer Berstsicherung umgeben sein kann. Aus dem Dampferzeuger 1 wird das abgekühlte
Primärkühlmittel über die Leitung 4 und die nicht weiter dargestellte Pumpe 5 zum Reaktordruckbehälter 6 zurückgeführt
(kalter Strang).
Die Frischdampfleitung 8 ist am oberen Ende des Dampferzeugergehäuses
angebracht und Z-förmig durch eine Öffnung 23 eines Trümmerschutzzylinders 24 geführt. Der Trümmerschutzzylinder
24 besteht aus mechanisch festem Beton, da er die Aufgabe hat, die relativ dünnwandige Stahlkugel der Sicherheitshülle 10 gegen Bruchstücke zu schützen, die im GaU-Fäll umhergeschleudert
werden könnten. Er umschließt deshalb den Reaktor-
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druckbehälter 6 und alle großen Komponenten der Kernreaktoranlage,
zum Beispiel den Dampferzeuger 1. Der Trümmerschutzzylinder
24 trägt auch den oberhalb der Frischdampfleitung 8 angeordneten Hilfskondensator 13·
Außerhalb des Trümmerschutzzylinders 24 ist auf einer ebenfalls aus Beton bestehenden Tragkonsole 25 ein Armaturenraum
26 vorgesehen. In diesem ist mit einer als Fangkonstruktion dienenden Abstützung 27 das im Zuge der Frischdampfleitung 8
angeordnete Absperrventil 9 festgelegt. Das Absperrventil gestattet es, mit seinem Motorantrieb 28 die Frischdampfleitung
8 durch Fernbedienung abzusperren, und zwar innerhalb der aus Stahl bestehenden kugelförmigen Sicherheitshülle 10,
die alle reaktivitätsführenden Teile der Kernreaktoranlage einschließt. Die Sicherheitshülle 10 ist ihrerseits durch
ein aus Beton bestehendes Schutzgebäude 29 abgedeckt, das als Sekundärumhüllung äußere Kräfte,zum Beispiel Flugzeugabsturz,
Explosionswellen oder dergleichen, aufhalten kann.
Wie man sieht, liegt der Armaturenraum 26 in der Nähe des Kugeläquators,
der bei 36 strichpunktiert angedeutet ist. Das Innere der Sicherheitshülle 10 ist dort als sogenannter Betriebsraum
auch während des Reaktorbetriebes begehbar. Zu diesem Zweck kann in die Wand der Sicherheitshülle 10 eine eigene
Schleuse 37 eingesetzt sein, die den Zutritt zum Armaturenraum 26 unabhängig von anderen Begehungsmöglichkeiten freigibt.
Beim Ausführungsbeispiel ist die Schleuse 37 als kleine Personenschleuse
gezeichnet. Sie kann aber auch für Transport der Armaturen, insbesondere des Absperrventils 9, ausgelegt sein.
Die Frischdampfleitung 8 ist im Bereich 38 zwischen dem Absperrventil
28 und dem Dampferzeuger 1 ebenso wie im Bereich 39 zwischen dem Absperrventil 28 und einer mit Kompensatoren
versehenen Durchführung 40 durch die Sicherheitshülle und darüber hinaus bis zu einer Durchführung 41 durch die Wand
des Schutzgebäudes 29 doppelwandig ausgeführt. Man erreicht dadurch eine größere Sicherheit gegen Brüche, vor allen Dingen
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auch gegen die bei Brüchen umherfliegenden Teile, die benachbarte
Leitungsstücke gefährden können. Die Frischdampfleitung 8 ist im Schutzgebäude 29 festgelegt. Die
Kompensatoren und die gekrümmte Form ermöglichen die notwendigen Bewegungen bei Erwärmung und Abkühlung. Außerdem
können sich dann äußere Stöße nicht in das Innere der Sicherheitshülle 10 fortpflanzen.
In den Fig. 3» 4 und 5 ist in Ausschnitten eine andere Ausführungsform
gezeichnet. Hier ist die Frischdampfleitung 8 mit einem besonders geschützten Rohrabschnitt 42 durch die
Wand des Trümmerschutzzylinders 24 geführt und zwar geradlinig und in radialer Richtung in der Nähe des Äquators 36 bis
durch die Sekundärumhüllung des Schutzgebäudes 29. Die Absperrarmatur 9 im Armaturenraum 26 umfaßt zwei in Reihe liegende
Absperrventile 43 und 44, denen eine Verzweigung 45 vorgeschaltet ist (Fig. 3). Die Verzweigung führt zu de» in
Fig. 4 gezeichneten Sicherheitsventil 30, dessen Ausblasleitung 31 außerhalb der Sicherheitshülle 10 in einen Schalldämpfer
46 mündet.
Unterhalb des Armaturenraums 26 ist ein großvolumiger Behälter 47 vorgesehen. Er dient als Abblasebehälter für das nicht
weiter gezeichnete Sicherheitsventil 33, das, wie Fig. 1 zeigt, in Strömungsrichtung des Dampfes vor den Absperrventilen
43 und 44 abzweigt und über die Leitung 35 (Fig. 1) in das Innere der Sicherheitshülle 10 mündet. Der Abblasebehälter
47 ist zu etwa zwei Dritteln mit Wasser gefüllt, das zur schnellen Kondensation des abgeblasenen Dampfes dient.
Der Armaturenraum ist mit Hebezeugen 48 und 49 ausgerüstet.
Deswegen sind dort trotz der geschützten Unterbringung in der Sicherheitshülle 10 Wartungsarbeiten leicht und schnell
auszuführen. Mit den Hebezeugen können auch die Antriebe 28 bedient werden, die eine hydraulische Steuerung mit
zwei nacheinander wirksamen Zylindern aufweisen und deshalb
eine zweistufige Schliei3bewegung mit unterschiedlicher Ge-
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schwindigkeit ermöglichen.
In Fig. 1 ist noch dargestellt, daß der Absperrarmatur 9 im Inneren der Sicherheitshülle noch eine Absperr armatur 50
außerhalb nachgeschaltet werden kann. Die damit erreichte Sicherheit wird aber in vielen Fällen nicht nötig sein.
19 Patentansprüche 5 Figuren
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Claims (19)
1.) Druckwasserreaktor mit einer Sicherheitshülle und einer
Frischdampfleitung, die aus der Sicherheitshülle herausführt
und mindestens eine Absperrarmatur aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß die Absperrarmatur (9) in der
Sicherheitshülle (10) angeordnet ist.
2. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch zwei in Reihe liegende Absperrarmaturen (43, 44) im Inneren
der Sicherheitshülle (10).
3· Druckwasserreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,
daß der Absperrarmatur (9) im Inneren der
Sicherheitshülle (10) eine Absperrarmatur (50) außerhalb der Sicherheitshülle nachgeschaltet ist.
4. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Absperrarmatur (9) in einem
Armaturenraum (26) angeordnet ist, der von einem Reaktordruckbehälter (6) und Dampferzeuger (1) des Druckwasserreaktors
aufnehmenden Anlagenraum durch mechanisch feste Wände (24) getrennt ist.
5. Druckwasserreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Armaturenraum (26) als Konsolplattform (25)
mit einer Fangkonstruktion (27) für die Absperrarmatur (9) ausgebildet ist.
6. Druckwasserreaktor nach Anspruch 4 oder 5, dadurch gekennzeichnet,
daß der Armaturenraum (26) im Betrieb begehbar ist.
7. Druckwasserreaktor nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Armaturenraum (26) eine eigene Schleuse (37)
aufweist.
- 12 -
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8. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 7» dadurch gekennzeichnet, daß der Absperrarmatur (9) ein
Sicherheitsventil (30, 33) zugeordnet ist.
9. Druckwasserreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Sicherheitsventil (30) eine aus der Sicherheitshülle (10) herausführende Abblasleitung (31) aufweist.
10. Druckwasserreaktor nach Anspruch 9, gekennzeichnet durch ein in die Sicherheitshülle (10) abblasendes Sicherheitsventil
(33) mit einem höheren Ansprechdruck.
11. Druckwasserreaktor nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß dem außerhalb der Sicherheitshülle (10) abblasenden
Sicherheitsventil (30) eine Absperrarmatur (32) vorgeschaltet
ist.
12. Druckwasserreaktor nach Anspruch 10 oder 11, dadurch gekennzeichnet,
daß das in die Sicherheitshülle (10) abblasende Sicherheitsventil (33) in einen vorzugsweise
wassergefüllten Abblasetank (47) führt.
13· Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 12, dadurch gekennzeichnet, daß die Absperrarmatur (9) in
der Nähe des Äquators (36) einer als Kugel ausgebildeten Sicherheitshülle (10) angeordnet ist.
14· Druckwasserreaktor nach Anspruch 13» dadurch gekennzeichnet,
daß die mit der Absperrarmatur (9) versehene Frischdampfleitung (8) in radialer Richtung durch die Kugel (10)
führt.
15. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 14,
dadurch gekennzeichnet, daß die Frischdampfleitung (8) zwischen der Absperrarmatur (9) und dem zugehörigen Dampferzeuger
(l) doppelwandig ausgeführt ist.
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16. Druckwasserreaktor nach Anspruch 14 oder 15, dadurch gekennzeichnet,
daß die Frischdampfleitung (8) gekrümmt ausgebildet und in einem Schutzgebäude (29) festgelegt
ist.
17. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 16, dadurch
gekennzeichnet, daß die Absperrarmatur (9) einen
zweistufigen Schließmechanismus (28) aufweist, mit dem der größere Teil des Schließweges schnell und der Rest verzögert
im Zeitraum von einer Minute oder weniger zurückgelegt wird.
18. Druckwasserreaktor nach Anspruch 17, dadurch gekennzeichnet, daß der Schließmechanismus (28) ein mechanisches oder
hydraulisches Getriebe mit zwei Geschwindigkeiten aufweist.
19. Druckwasserreaktor nach Anspruch 17 oder 18, dadurch gekennzeichnet,
daß der Schließmechanismus (28) eine Pause zwischen den beiden Bewegungsstufen aufweist.
603819/0025
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Priority Applications (11)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2345580A DE2345580C3 (de) | 1973-09-10 | 1973-09-10 | Kernreaktoranlage |
NL7411266A NL7411266A (nl) | 1973-09-10 | 1974-08-23 | Drukwaterreactor met een veiligheidsomhulling en een versestoomleiding. |
FR7429158A FR2243498B1 (de) | 1973-09-10 | 1974-08-26 | |
CH1171274A CH569345A5 (de) | 1973-09-10 | 1974-08-28 | |
BE148104A BE819417A (fr) | 1973-09-10 | 1974-08-30 | Reacteur a eau sous pression |
ZA00745668A ZA745668B (en) | 1973-09-10 | 1974-09-05 | Nuclear reactor installation |
GB3891974A GB1455180A (en) | 1973-09-10 | 1974-09-05 | Nuclear reactor installation |
BR7479/74A BR7407479A (pt) | 1973-09-10 | 1974-09-09 | Reator aperfeicoado de agua sob pressao com envoltorio de seguranca e com uma canalizacao de vapor vivo |
SE7411366A SE7411366L (de) | 1973-09-10 | 1974-09-09 | |
JP49103779A JPS5054795A (de) | 1973-09-10 | 1974-09-09 | |
IT27113/74A IT1021229B (it) | 1973-09-10 | 1974-09-10 | Reattore ad acqua pressurizzata con un involuoro di sicurezza e una conduttura per vapore vivo |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2345580A DE2345580C3 (de) | 1973-09-10 | 1973-09-10 | Kernreaktoranlage |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2345580A1 true DE2345580A1 (de) | 1975-05-07 |
DE2345580B2 DE2345580B2 (de) | 1977-09-29 |
DE2345580C3 DE2345580C3 (de) | 1978-05-24 |
Family
ID=5892155
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2345580A Expired DE2345580C3 (de) | 1973-09-10 | 1973-09-10 | Kernreaktoranlage |
Country Status (11)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5054795A (de) |
BE (1) | BE819417A (de) |
BR (1) | BR7407479A (de) |
CH (1) | CH569345A5 (de) |
DE (1) | DE2345580C3 (de) |
FR (1) | FR2243498B1 (de) |
GB (1) | GB1455180A (de) |
IT (1) | IT1021229B (de) |
NL (1) | NL7411266A (de) |
SE (1) | SE7411366L (de) |
ZA (1) | ZA745668B (de) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4066498A (en) * | 1974-03-01 | 1978-01-03 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Shut-off and safety device for a live steam line in a pressurized water reactor |
US4092490A (en) * | 1975-07-11 | 1978-05-30 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Nuclear reactor plant |
US4092214A (en) * | 1975-08-13 | 1978-05-30 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Nuclear reactor installation |
DE2809466A1 (de) * | 1978-03-04 | 1979-09-06 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Einrichtung zur notkuehlung der dampferzeugungsanlage eines kernkraftwerkes |
US4280871A (en) * | 1974-01-25 | 1981-07-28 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Live steam shut-off device for pressurized water reactors |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2466841A1 (fr) * | 1979-09-28 | 1981-04-10 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire dont les generateurs de vapeur sont equipes d'une capacite reserve |
FR2479942A1 (fr) * | 1980-04-02 | 1981-10-09 | Electricite De France | Dispositif d'isolement a soupape de surete taree |
FR2497387B1 (fr) * | 1980-12-31 | 1985-09-06 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US4654190A (en) * | 1984-04-05 | 1987-03-31 | Westinghouse Electric Corp. | Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant |
-
1973
- 1973-09-10 DE DE2345580A patent/DE2345580C3/de not_active Expired
-
1974
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- 1974-09-10 IT IT27113/74A patent/IT1021229B/it active
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4280871A (en) * | 1974-01-25 | 1981-07-28 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Live steam shut-off device for pressurized water reactors |
US4066498A (en) * | 1974-03-01 | 1978-01-03 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Shut-off and safety device for a live steam line in a pressurized water reactor |
US4092490A (en) * | 1975-07-11 | 1978-05-30 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Nuclear reactor plant |
US4092214A (en) * | 1975-08-13 | 1978-05-30 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Nuclear reactor installation |
DE2809466A1 (de) * | 1978-03-04 | 1979-09-06 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Einrichtung zur notkuehlung der dampferzeugungsanlage eines kernkraftwerkes |
Also Published As
Publication number | Publication date |
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DE2345580C3 (de) | 1978-05-24 |
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