DE2418325A1 - Druckwasserreaktor - Google Patents

Druckwasserreaktor

Info

Publication number
DE2418325A1
DE2418325A1 DE2418325A DE2418325A DE2418325A1 DE 2418325 A1 DE2418325 A1 DE 2418325A1 DE 2418325 A DE2418325 A DE 2418325A DE 2418325 A DE2418325 A DE 2418325A DE 2418325 A1 DE2418325 A1 DE 2418325A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
pressurized water
water reactor
reactor according
pressure
piston
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.)
Pending
Application number
DE2418325A
Other languages
English (en)
Inventor
Leonhard Irion
Hans-Peter Dipl Ing Schabert
Hartmut Dipl Ing Seidelberger
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Kraftwerk Union AG
Original Assignee
Kraftwerk Union AG
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kraftwerk Union AG filed Critical Kraftwerk Union AG
Priority to DE2418325A priority Critical patent/DE2418325A1/de
Priority to FR7508787A priority patent/FR2268333B1/fr
Priority to CH433775A priority patent/CH578230A5/xx
Priority to BE155383A priority patent/BE827907A/xx
Priority to US05/567,901 priority patent/US4157939A/en
Priority to JP50044870A priority patent/JPS514487A/ja
Publication of DE2418325A1 publication Critical patent/DE2418325A1/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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

2413^25
KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT Erlangen, den 11. April 1974
Werner-von-Siemens-Str.
VPA 74/9411 Sm/Hgr
Druckwasserreaktor
Die Erfindung betrifft einen Druckwasserreaktor mit einem Reaktorkern, dem Steuerstäbe zur Leistungsregelung und Schnellabschaltung zugeordnet sind, und mit einem eine Hauptkühlmittelpumpe, einen Dampferzeuger und eine Verbindungsleitung umfassenden Primärkühlkreis, an den eine Druckentlastungseinrichtung und ein Noteinspeisesystem angeschlossen ist, das beim Absinken des Druckes im Primärkreis unter einen Grenzwert eine als Neutronenabsorber wirkende Kühlflüssigkeit in den Primärkreis drückt. Die Schnellabschaltung soll bewirken, daß bei einem Ausfall der normalen Kühlung, insbesondere bei einem Ausfall der Hauptkühlmittelpumpe, die im Reaktor entwickelte Leistung, die sich zunächst als Temperaturerhöhung, damit aber auch als Druckerhöhung bemerkbar macht, in beherrschbaren Grenzen bleibt. Hierbei muß berücksichtigt werden, daß die Leistung der Hauptkühlmittelpumpe eines Druckwasserreaktors die Möglichkeiten einer Notstromversorgung übersteigt, so daß bei Ausfall der Eigenversorgung des Kraftwerkes eine Schnellabschaltung erforderlich ist.
Das Noteinspeisesystem ist bisher für den Fall eines Lecks im Primärkühlkreis vorgesehen. Es umfaßt einen Behälter mit insbesondere boriertem Wasser, das unter dem Druck eines Gaspolsters steht. Dieser gegebenenfalls durch Rückschlagventile mit dem Primärkühlkreis verbundene Behälter soll sich selbständig in den Primärkühlkreis entleeren, wenn in diesem der Druck unter einem bestimmten Grenzwert absinkt. Übliche Noteinspeisesysteme haben Betriebsdrücke
509844/0101
OHIGSNAL INSPECTED
- 2 - VPA 74/9411
zwischen 4 und 40 bar. Wenn also der Primärdruck, der in Druckwasserreaktoren 150 bar und mehr beträgt, durch das bei einem Leck ausströmende Kühlwasser auf die genannten Grenzwerte abgesenkt ist, gelangt aus den Behältern des Noteinspeisesystems boriertes Kühlwasser in den Primärkühlkreis, so daß der Reaktorkern unterkritisch gemacht wird. .
Als Druckentlastungseinrichtung hat man bisher am Primärkühlkreis eines Druckwasserreaktors lediglich Sicherheitsventile vorgesehen, die dem Dampfraum des sogenannten Druckhalters zugeordnet sind. Dies ist ein mit dem Primärkühlkreis in Verbindung stehendes Druckgefäß, das in regelbaren Anteilen Wasser und Dampf enthält und durch Aufheizen des Wassers oder Kondensation des Dampfes für den gewünschten Druck im Primärkühlkreis sorgt. Die an dem Dampfraum angeschlossenen Sicherheitsventile haben einen sehr kleinen Querschnitt und können daher nur Dampfmengen abführen, die wenigen Prozent der Reaktornennleistung entsprechen. Sie können also nur dann eine Entlastung bewirken, wenn etwa bei einem in normaler Weise abgeschalteten Druckwasserreaktor die Nachkühlung, d.h. die Abfuhr der nach dem Leistungsbetrieb noch entstehenden Nachzerfallswärme, nicht funktioniert.
Die Erfindung hat sich dagegen das Ziel gesetzt, die Integrität und Sicherheit eines Druckwasserreaktors auch für den an sich völlig unwahrscheinlichen Fall zu gewährleisten, daß nicht nur zum Beispiel durch einen Netzausfall die Hauptkühlmittelpumpe aussetzt, sondern auch gleichzeitig eine Schnellabschaltung mißlingt. In diesem Falle würde der Druckwasserreaktor mit seiner vollen Leistung Wärme entwickeln, ohne daß diese nennenswert abgeführt werden könnte. Hier muß man, wie Rechnungen gezeigt haben, wegen des geschlossenen Systems des Primärkühlkreises mit Druck-
50984A/0 101
- 3 - VPA 74/9411
Steigerungen von bis zu 10 bar pro Sekunde rechnen. Deshalb kann in diese» Fall in Sekundenschnelle ein Druck erreicht werden, der zu einer Überlastung des Primärkühlkreises führen muß.
Im Gegensatz zu dem bisherigen Bestreben, in Notfällen die Reaktorleistung durch zusätzliche Abschaltsysteme herabzusetzen, um damit ein Austreten der möglicherweise radioaktiven Primärflüssigkeit zu vermeiden, besteht die Erfindung darin, daß die Entlastungseinrichtung eine Öffnung in betriebsmäßig wasserführenden Teil des Primärkühlkreises mit einem Querschnitt ist, der etwa 1/20 des Querschnittes der Verbindungsleitung oder mehr beträgt, und daß die Öffnung einen Verschluß aufweist, der bei einem höheren Druck als dem Betriebsdruck öffnet und mindestens so lange geöffnet bleibt, bis der für das Arbeiten des Noteinspeisesystems maßgebende Grenzwert des Druckes erreicht ist.
Die Erfindung beruht auf der Überlegung, daß die Wahrscheinlichkeit des Zusammentreffens eines Ausfalls der Hauptkühlmittelpumpe mit einem Versagen der Schnellabschaltung außerordentlich gering ist. Für diesen so unwahrscheinlichen Fall kann daher in Kauf genommen werden, daß das Kernkraftwerk wegen des Austretens der Primärflüssigkeit zunächst nicht weiter betrieben werden kann, wenn nur sichergestellt ist, daß die in der Primärflüssigkeit enthaltene Radioaktivität nicht in unkontrollierbarer Weise entweicht, insbesondere nicht aus einer den Primärkühlkreis einschließenden Sicherheitshülle freigesetzt wird. Dies gelingt aber mit der Erfindung bei denkbar kleinem Aufwand.
Durch die gemäß der Erfindung vorgesehene Öffnung kann nämlich der Primärkühlkreis bei einer gefährlichen Drucksteigerung so schnell entlastet werden, daß sich im Reaktorkern Dampfblasen bilden. Diese Dampfblasen haben wegen der wesentlich schlechteren Moderatorwirkung eine erhebliche Herabset-
- 4 5 0 9 8 4 4/0101
- 4 - VPA 74/9411
zung der Reaktorleistung zur Folge. Letztlich wird der Reaktor unterkritisch. Gleichzeitig hat die Absenkung des Druckes zur Folge, daß das Noteinspeisesystem wirksam werden kann. Dadurch wird einmal eine Austrocknung des Reaktorkerns vermieden, die zu einem Durchbrennen von Brennelementen führen könnte. Darüber hinaus wird durch die als Neutronenabsorber wirkende Kühlflüssigkeit, zum Beispiel durch boriertes Kühlwasser, der Reaktorkern unterkritisch gehalten, wobei das Kühlmittel der Noteinspeiseeinrichtung gleichzeitig eine gewisse Wärmeabfuhr ermöglicht. Damit ist also, wie gewünscht, sichergestellt, daß bei einem Pumpenausfall und gleichzeitigem Versagen der Schnellabschaltung die Reaktorleistung herabgesetzt und der Reaktorkern soweit gekühlt wird, daß ein Schaden am Primärkühlkreis oder am Reaktorkern weitgehend vermieden wird.
Wesentlich für die Erfindung ist, daß mit der Druckentlastung das Ansprechen der Noteinspeisung erreicht wird. Ist dies gewährleistet, kann die Entlastungsöffnung wieder verschlossen werden. Andererseits ergeben sich einfachere Ausführungsformen für den Verschluß der Entlastungsöffnung, wenn dieser ohne Schließmechanismus ausgeführt ist. Hier genügt zum Beispiel, daß der Verschluß eine das Öffnen auslösende Sollbruchstelle aufweist. Mit Sollbruchstelle ist eine feste Verbindung gemeint, die durch definierte Kräfte wegen mechanischer Uberbeanspruchung aufgerissen wird.
Auf die Sollbruchstelle kann vorteilhaft ein vom Druckwasser beaufschlagter Kolben einwirken, wodurch unmittelbar ein Zusammenhang zwischen der für die Druckentlastung wesentlichen Einflußgröße und der erfindungsgemäßen Ausführung der Entlastungseinrichtung gegeben ist. Dabei kann der Kolben unmittelbar beaufschlagt sein. Es ist aber auch möglich, dem Kolben ein druckabhängig öffnendes Ventil mit einem wesentlich kleineren Querschnitt als der Querschnitt der Entlastungsöffnung zuzuordnen, weil damit eine günstigere Einstellmög-
509844/0101
2A18325
- 5 - VPA 74/9411
lichkeit und eine größere Ansprechgenauigkeit erreicht werden kann.
Der Durchmesser des Kolbens sollte mindestens doppelt so groß wie der Durchmesser der Entlastungsöffnung sein. Dies sichert die für das Öffnen der Sollbruchstelle notwendigen Kräfte bei relativ geringen Überdrücken.
Dem Kolben kann man vorteilhaft eine Abströmbohrung zuordnen, die den Zweck hat, einen zum Beispiel durch Lecks hervorgerufenen Druckaufbau zu unterbinden, der eine Fehlauslösung verursachen könnte. Der Durchmesser sollte 1/50 des Kolbendurchmessers oder weniger betragen, damit der beim Ansprechen der Entlastung gewünschte schnelle Druckanstieg nicht beeinträchtigt wird.
Bei einer konstruktiv günstigen Ausführungsform der Erfindung umschließt der Kolben das Ventil. Man erhält dadurch eine raumsparende Anordnung und eine gleichmäßige schnelle Beaufschlagung des Kolbens. Dabei kann ein mit einer Federplatte versehener Stößel des Ventils im Kolben beweglich geführt sein. Ebenso kann ein vom Stößel gehaltener Ventilteller im Kolben oder im Verschluß der Entlastungsöffnung gedichtet sein, vorzugsweise mit Hilfe einer Metallfolie.
Die für den Ansprechdruck des Ventils maßgebende Federung kann mit mehreren, um den Stößel verteilten Federn aufgebracht werden. Dies hat den Vorteil, daß ein Bruch einer Feder nicht unbedingt zum Ansprechen des Ventils und damit der Belastungseinrichtung führt. Die Federn können auf der der Federplatte abgekehrten Seite an einer Druckplatte anliegen, die mit einer den Stößel führenden Schraube einstellbar ist.
Zur Beaufschlagung wird der Kolben zweckmäßig in einem Zylinder geführt, der von einem den Verschluß mit den Befesti-
- 6 509844/0101
- 6 - VPA 74/9411
gungselementen umschließenden Stützrohr getragen wird. Bei dieser Konstruktion sind die Befestigungselemente gegen Kräfte von außen geschützt. Dabei kann man zwischen dem Verschluß und dem Stützrohr Kühlrippen anordnen, um die vom Druckwasser ausgehende Wärmebelastung klein zu halten.
Zwischen dem Verschluß und dem Rand der Entlastungsöffnung kann man eine Schweißlippendichtung vorsehen. Diese gewährt die absolute Leckdichtigkeit.
Die Entlastungsöffnung kann an sich überall an den wasserführenden Teilen des Primärkühlkreises vorgesehen sein. Dies sind praktisch alle Primärkreiskomponenten des Druckwasserreaktors mit Ausnahme des Dampfraumes im Druckhalter. Besonders günstig kann man die Entlastungsöffnung aber als eine Bohrung in einem Dampferzeuger-Mannlochdeckel ausbilden, die für die Inspektion und Wartung des Dampferzeugers ohnehin benötigt werden, weil damit die Entlastungseinrichtung als auswechselbarer, in der Fabrik fertig herzustellender und zu prüfender Bauteil angeliefert werden kann, der nur noch zu befestigen ist.
Eine weitere Ausführungsform der Erfindung weist ein Kniehebelsystem für den Verschluß auf. Bei diesem kann man es durch eine Wahl der Hebellänge und Winkelverhältnisse erreichen, daß eine mit der Öffnungsbewegung verbundene Verlagerung des Kniehebelsystems eine Vergrößerung der Kraft zur Folge hat, die den in Schließrichtung wirkenden Kräften entgegenwirkt. Dies hat zur Folge, daß die bei einem Überdruck eingeleitete Öffnungsbewegung des Verschlußes sich verstärkt und fortsetzt, bis die Öffnung mit Sicherheit freigegeben ist. Die in Schließrichtung wirkende Kraft kann auch von Federn, aber auch von einem Gewicht ausgeübt werden, mit dem eine besonders flache Kraft-Weg-Kennlinie erhalten wird.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folgenden an-
509844/0101 " 7 "
- 7 - VPA 74/9411
hand der beiliegenden Zeichnungen Ausführungsbeispiele beschrieben. Dabei zeigt Fig. 1 einen Druckwasserreaktor in schematischer Darstellung, die Fig. 2 eine Entlastungseinrichtung in einem Teilschnitt, die Fig. 3 eine andere Entlastungseinrichtung überwiegend in Seitenansicht und die Fig. und 5 Kniehebelsysteme für Entlastungseinrichtungen nach der Erfindung.
In Fig. 1 ist als Leitungsschema ein Druckwasser-Leistungsreaktor für zum Beispiel ICX)O MWe dargestellt, an dessen Reaktorbehälter 1 als Primärkühlkreis vier gleiche Kühlmittelschleifen 2 angeschlossen sind, die jeweils einen Dampferzeuger 3 und eine Hauptkühlmittelpumpe 4 umfassen. Die Sekundärseite der Dampferzeuger 3 hat einen Speisewassereinlaß 5 und einen Dampfauslaß 6, der über eine Frischdampfleitung 7 zu einer nicht weiter dargestellten Dampfturbine führt. Von dem ebenfalls nicht gezeichneten Turbinenkondensator führt eine Speisewasserleitung 8 zu den Dampferzeugern 3 zurück.
An dem zum Reaktordruckbehälter 1 zurückführenden kalten Strang 10 mindestens einer Kühlmittelschleife 2 ist ein Druckhalter 11 angeschlossen, dessen Sprühleitung 12 mit einem Ventil 13 absperrbar ist. Der Druckhalter 11 ist bis zu dem bei 14 angedeuteten Flüssigkeitsspiegel mit dem als Primärkühlmittel verwendeten leichten Wasser gefüllt. Der Wasserraum enthält eine Heizung 15. Er ist über eine Leitung 16 mit dem heißen Strang 17 der einen Kühlmittelschleife 2 verbunden.
Wie zu sehen ist, ist der oberhalb des Flüssigkeitsspiegels liegende Dampfraum des Druckhalters 4, in dem die Sprühleitung 12 endet, mit einem Sicherheitsventil 20 versehen. Die Ausblasleitung 21 des Sicherheitsventils führt in einen Abblasetank 22, und zwar unter den bei 23 angedeuteten Flüssigkeitsspiegel, der zum Beispiel über ein Ventil 24 eingestellt werden kann.
- 8 509844/0101
- 8 - VPA 74/9411
Der Abblasquerschnitt des Sicherheitsventils 20 ist sehr gering, da das Sicherheitsventil lediglich DruckSchwankungen ausgleichen soll, die der Druckhalter 11 bei seinem normalen Arbeiten mit Einsprühen von kaltem Wasser zur Druckabsenkung oder Heizen zur Druckerhöhung nicht mehr ausgleichen kann. Der Abblasquerschnitt liegt zum Beispiel bei 1% oder weniger des Querschnitts, den die Verbindungsleitungen 10, zwischen Dampferzeuger 3 und Hauptkühlmittelpumpe 4 einerseits und Reaktordruckbehälter 1 andererseits aufweisen.
Gemäß der Erfindung ist mindestens jedem zweiten der vier Dampferzeuger 3 auf der Primärseite eine Druckentlastungseinrichtung 27 zugeordnet, die anhand der Fig. 2 beschrieben wird.
Die Druckentlastungseinrichtung 27 umfaßt als Entlastungsöffnung eine Bohrung 28 in einem Metalldeckel 29, mit dem ein nicht weiter dargestelltes Mannloch in der Primärkammer des Druckwasserdampferzeugers 3 verschlossen wird. Die Öffnung 28 hat einen Durchmesser von 200 mm, ihr Querschnitt beträgt daher etwa 10% des Querschnittes der Verbindungsleitung 10, 17 mit einem Durchmesser von 700 mm.
Im Normalbetrieb ist die Öffnung 28 mit einem Verschlußkörper 30 versperrt, der als im wesentlichen zylindrischer Körper ausgeführt ist. Mit einem um den Umfang des Zylinders verlaufenden geschlitzten Ring 31 ist ein Flansch 32 befestigt, der mit Dehnschrauben 33 gegen den Deckel 29 gezogen wird. Am Rande eines Zentrierabsatzes 35 ist auf der Oberseite des Deckels 29 eine Schweißlippendichtung 36 vorgesehen, die am Umfang der Entlastungsöffnung 28 eine absolute Dichtigkeit sicherstellt.
An dem dem Deckel 29 abgekehrten Ende trägt der Verschlußkörper 30 einen mit einem Gewinde 40 befestigten Kolben 41, dessen Durchmesser etwa das Dreifache der Öffnung 28 beträgt. Der Kolben 41 ist mit hintereinander geschalteten Kolbenringen 42 und 43 in einem Zylinder 44 geführt. Über ein Stützrohr
5 0984 4/0101 ~9
- 9 - VPA 74/9411
45 ist das Gehäuse 46 des Zylinders am Deckel 29 befestigt. Eine Abströmbohrung 47 im Kolben 41 sorgt dafür, daß die als Druckfläche wirkende Seite des Kolbens 41 nur bei schnellem Druckwechsel beaufschlagt wird. Kleinere, auf Undichtigkeiten beruhende Druckänderungen werden durch die Öffnung 47 entlastet, da ihr Querschnitt bei einem Durchmesser von weniger als 1/50 des Kolbendurchmessers nur für schnelle Druckanstiege unwirksam ist.
Der Zylinder 44 kann über ein als Ganzes mit 50 bezeichnetes Ventil gefüllt werden. Zu diesem gehört eine Ventilplatte 51» die an einem Ventilsitz 52 im Inneren des Verschlußkörpers 30 anliegt. Zur Verbesserung der Dichtigkeit ist der Ventilsitz mit einer Folie 53» zum Beispiel einer korrosionsfesten Goldfolie versehen. Diese wird beim Öffnen des Ventils zerrissen, wenn ein mit der Ventilplatte 51 verbundener Kegeleinsatz 54 durch den am Ventilteller 51 anstehenden Druck im Primärkühlkreis bewegt wird.
Dem Druck wirkt normalerweise die mit einem Stößel 55 übertragene Kraft von Druckfedern 56 entgegen, die in mehreren Stapeln um den Umfang des Stößels 55 gleichmäßig verteilt angeordnet sind und auf einen Federteller 57 einerseits und eine Stützplatte 58 andererseits wirken. Die Spannung der Federn 56, die zum Beispiel in zwölf Stapeln angeordnet sein können, läßt sich mit einer Schraube 60 einstellen, in der der Stößel 55' auf der dem Ventilteller 51 abgekehrten Seite des Federtellers 57 geführt ist.
Auf dem Verschlußkörper 30 sitzt in dem gegenüber dem Stützrohr 45 bestehenden Zwischenraum eine Kühlrippeneinheit 62, die von einer Feder 63 gegen ein Distanzstück 64 gepreßt wird, das sich seinerseits auf dem Flansch 32 abstützt. Mit der Kühlrippeneinheit 62 kann die im Bereich der Folie 53 vorliegende Temperatur abgesenkt werden, weil die Wärme des Kühlmittels, das in das Innere 65 des Verschlußkörpers 30 vordringt, durch Luft abgeführt wird, die die Rippen 66 der Kühlrippeneinheit durch
509844/010 1 - 10 -
- 10 - VPA 74/9411
Bohrungen 67 im Stützrohr 45 bestreicht.
Ergibt sich bei dem eingangs geschilderten Fall, daß die Hauptkühlmittelpumpen 4 ausfallen und gleichzeitig die Schnellabschaltung des Reaktors versagt, ein sehr starker Druckanstieg, so wird die Kraft der Federn 56 überwunden. Das Ventil 50 öffnet, wobei die Membran 53 zerreißt. Das Primärkühlwasser gelangt durch Bohrungen 70 zum Kolben 41. Dort ergibt sich eine so große Kraft, daß die Dehnschrauben 33 als Sollbruchstelle zerrissen werden. Der Verschlußkörper 30 verläßt seinen Sitz auf dem Deckel 29, so daß die Öffnung 28 freigegeben wird. Dabei kann nach dem Reißen der Dehnschrauben 33 durch Anlegen des Kolbenbundes 71 an den Verschlußdeckel 72 des Zylinders 44 vor dem vollständigen Freigeben der Öffnung 28 eine Kraft aufgebracht werden, die auch das StUtzrohr 45 vom Deckel 29 abreißt. In diesem Fall wird die Öffnung 28 vollständig freigelegt. Andererseits kann man auch dafür sorgen, daß das aus der Öffnung 28 austretende Kühlwasser durch Bohrungen 67 im Stützrohr 45 verteilt austritt und nicht als geschlossener Strahl, wie er beim vollständigen Freilegen der Öffnung 28 zu erwarten ist.
Die Entlastungseinrichtung 27 ist so ausgebildet, daß sie nach dem Öffnen nicht wieder schließt. Deshalb wird nach dem Absinken des Druckes von zum Beispiel 200 bar auf 30 bar eine Noteinspeisung wirksam, die von einem Druckspeicher 75 ausgeht (Fig. 1). Dieser ist über eine Rückschlagklappe 76 an eine Noteinspeiseleitung 77 angeschlossen, die über eine weitere Klappe 78 an den kalten Strang einer Kühlmittelschleife 2 führt. Der Druckspeicher 75» der unter dem Druck eines Gaspolsters stehendes boriertes Wasser enthält, drückt dieses als Absorber wirkende Kühlmittel in den Primärkühlkreis des Reaktors 1, sobald der Druck darin unter den Wert des Gasdruckes von 30 bar sinkt. Daraus ergibt sich folgende Wirkungsweise:
Das beim Freilegen der Entlastungsöffnung 28 eintretende Absinken des Druckes hat zur Folge, daß sich im Inneren des
509844/0101 - 11 -
- 11 - VPA 74/9411
Primärkreises Dampf bildet. Diese Dampfbildung findet in erster Linie im Kern des Reaktors statt, weil dort die höchsten Temperaturen vorliegen. Dampf hat jedoch eine erheblich geringere Moderatorwirkung als das normalerweise vorhandene Wasser. Dadurch wird der Druckwasserreaktor weniger kritisch und schließlich unterkritisch, so daß die weitere Leistungsentwicklung aufhört. Der Druck sinkt so weit ab, daß die Noteinspeisung wirksam wird.
Mit dem Einspeisen des borierten Kühlwassers aus dem Druckspeicher 75 wird die Kritikalität weiter verringert. Mindestens aber wird der Reaktor unterkritisch gehalten, auch wenn er anschließend mit dem borierten Kühlwasser geflutet wird, um die Wärmeabfuhr zu verbessern. Soweit das Kühlwasser dabei aus der Öffnung 28 austritt, kann es in einem Sumpf 80 des nicht weiter gezeichneten Reaktorgebäudes aufgefangen und von einer Sumpfpumpe 81 über einen Wärmetauscher 82 und eine Klappe 83 in die Leitung 77 gefördert werden, so daß es erneut zur Kühlung des Reaktorkerns zur Verfügung steht. Die gleiche Pumpe 81 kann außerdem aus einem Flutbehälter 85 gespeist werden, der über ein Ventil 86 angeschlossen ist.
Bei der in Fig. 3 dargestellten Ausführungsform ist von einem Dampferzeuger 3 ein Teil des Gehäuses zu sehen, das mit Primärkühlmittel gefüllt ist. In diesem Teil ist das Mannloch mit dem Mannlochdeckel 29 verschlossen, in den die Entlastungsöffnung 28 vorgesehen ist. Die als Ganzes mit 27 bezeichnete Entlastungseinrichtung umfaßt hier einen als Stopfen ausgebildeten Verschlußkörper 30', der mit einer Schweißnaht 36' abgedichtet ist.
Der Verschlußkörper 30' wird mit einem Kniehebelgelenk 86 gehalten, dessen dem Dampferzeuger 3 abgekehrtes Ende an einem von Spannschrauben 87 gehaltenen Joch 88 getragen wird. Die vier gleichen Kniehebel 90 der symmetrischen Anordnung werden in der dargestellten Ruhelage durch eine zentrale Abstützung 91 einerseits festgelegt, die die normale Länge
509844/01 01 - 12 -
241832S
- 12 - VPA 74/9411
des Kniegelenkes 86 bestimmt, andererseits durch zwei Zuganker 92, die bei einer bestimmten vom Stopfen 30' ausgeübten Kraft reißen. In diesem Fall werden die Glieder 90 des Kniehebelgelenkes entgegen der Wirkung von vier gleichen Federn 94 auseinandergedrückt, so daß die Öffnung 28 freigegeben wird. Im Gegensatz zu der in Fig. 2 dargestellten Anordnung kann das Kniegelenk 86 jedoch unter der Wirkung der Federn 94 die Öffnung 28 mit dem Stopfen 30' wieder schließen, wenn der Druck im Primärkühlkreis bis auf ein für die Wirksamkeit der Notkühlung geeignetes Maß abgesenkt wird.
In Fig. 4 ist eine Ausführungsform des Kniegelenkes gezeichnet, bei dem der Verschlußkörper 30' durch ein unsymmetrisches Kniegelenk 86' festgehalten ist. Die Stäbe 90' des Kniegelenkes sind hier von Profileisen gebildet, die durch Einkerbungen 95 so miteinander verbunden sind, daß ein zu großer Druck im Dampferzeuger 3 die Kraft der Federn 94 überwindet und die Kniehebel 90' um die Ausnehmungen 95 als Gelenkpunkte verbiegt. Dadurch wird die Öffnung 28 freigegeben. Die Federn 94 können, wie die Fig. 5 in dem längs der Schnittlinie T-V geführten Schnitt andeutet, paarweise nebeneinander angeordnet sein.
Bei dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 6 sind die Stäbe 90' des Kniegelenkes 86' mit den Ausnehmungen 95 parallel zueinander angeordnet. Damit ist eine Phase der Herstellung angedeutet, in der die Endstücke 97 und 98 noch nicht in die zur Gelenkachse rechtwinkligen Lage geschwenkt wurden. Mit dieser Darstellung soll gezeigt werden, daß das Kniegelenk 86' nach den Fig. 4 und 5 aus einfachen Teilen kostengünstig hergestellt werden kann.
20 Patentansprüche
6 Figuren
- 13 509844/0101

Claims (20)

  1. - 13 - VPA 74/9411
    Patentansprüche
    /l.)Druckwasserreaktor mit einem Reaktorkern, dem Steuerstäbe zur Leistungsregelung und Schnellabschaltung zugeordnet sind, und mit einem eine Hauptkühlmittelpumpe, einen Dampferzeuger und eine Verbindungsleitung umfassenden Primärkühlkreis, an den eine Druckentlastungseinrichtung und ein Noteinspeisesystem angeschlossen ist, das beim Absinken des Druckes im Primärkreis unter einen Grenzwert eine als Neutronenabsorber wirkende Kühlflüssigkeit in den Primärkreis drückt, dadurch gekennzeichnet, daß die Entlastungseinrichtung (27) eine Öffnung (28) im betriebsmäßig wasserführenden Teil des Primärkühlkreises (2) mit einem Querschnitt ist, der etwa 1/20 des Querschnittes der Verbindungsleitung (10,17) oder mehr beträgt, und daß die Öffnung (28) einen Verschluß (30) aufweist, der bei einem höheren Druck als dem Betriebsdruck öffnet und mindestens .so lange geöffnet bleibt, bis der für das Arbeiten des Noteinspeisesystems maßgebende Grenzwert des Druckes erreicht ist.
  2. 2. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Grenzwert 5 bis 20 bar beträgt.
  3. 3. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Verschluß (30) ohne Schließmechanismus ausgeführt ist.
  4. 4. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3> dadurch gekennzeichnet, daß der Verschluß (30) eine das Öffnen auslösende Sollbruchstelle (33) aufweist.
  5. 5. Druckwasserreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß auf die Sollbruchstelle (33) ein vom Druckwasser beaufschlagter Kolben (41) einwirkt.
    - 14 509844/0101
    - 14 - VPA 74/9411
  6. 6. Druckwasserreaktor nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß dem Kolben (41) ein druckabhängig öffnendes Venteil (50) mit einem kleineren Durchlaßquerschnitt als der Querschnitt der EntlastungsÖffnung (28) zugeordnet ist.
  7. 7. Druckwasserreaktor nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Außendurchmesser des Kolbens (41) mindestens doppelt so groß wie der Durchmesser (28) der Entlastungsöffnung ist.
  8. 8. Druckwasserreaktor nach Anspruch 5, 6 oder 7, dadurch gekennzeichnet, daß dem Kolben (41) eine Abströmbohrung (47) zugeordnet ist, deren Durchmesser 1/50 des Kolbendurchmessers oder weniger beträgt.
  9. 9. Druckwasserreaktor nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Kolben (41) das Ventil (50) umschließt.
  10. 10. Druckwasserreaktor nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß ein mit einem Federteller (57) versehener Stößel (55) des Ventils (50) im Kolben (41) beweglich geführt ist.
  11. 11. Druckwasserreaktor nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß ein vom Stößel (55) gehaltener Ventilteller (51) im Kolben (41) oder Verschluß (30) gedichtet ist.
  12. 12. Druckwasserreaktor nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß der Ventilteller (51) mit einer Metallfolie (53) gedichtet ist.
  13. 13. Druckwasserreaktor nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der Federteller (57) mehrere um den Stößel (55) verteilte Federn (56) trägt.
  14. 14. Druckwasserreaktor nach Anspruch 13, dadurch gekennzeichnet, daß die Federn (56) auf der dem Federteller (57) ab-
    - 15 509844/0101
    - 15 - VPA 74/9411
    gekehrten Seite an einer Druckplatte (58) anliegen, die mit einer den Stößel (55) führenden Schraube (60) einstellbar ist.
  15. 15. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 5 bis 14, dadurch gekennzeichnet, daß der Kolben (41) in einem Zylinder (44, 46) geführt ist, der von einem den Verschluß (30) mit den Befestigungselementen umschließenden Stützrohr (45) getragen wird.
  16. 16. Druckwasserreaktor nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Verschluß (30) und dem Stützrohr (45) Kühlrippen (62) angeordnet sind.
  17. 17. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 16, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Verschluß (30) und dem Rand der Entlastungsöffnung (28) eine Schweißlippendichtung (36) vorgesehen ist.
  18. 18. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 17, dadurch gekennzeichnet, daß die Entlastungsöffnung (28) einem Mannloch an dem Dampferzeuger (3) zugeordnet ist.
  19. 19. Druckwasserreaktor nach Anspruch 18, dadurch gekennzeichnet, daß die Entlastungsöffnung (28) eine dem Verschluß (30) angepaßte Bohrung in einem Dampferzeuger-Mannlochdeckel (29) ist.
  20. 20. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Verschluß ein Kniehebelsystem (86) aufweist, das eine der Kraft des Druckwassers entgegenwirkende Abstützung mit Federn (94) aufweist, deren Federkraft kleiner ist als die durch die Bewegung des Kniehebelsystems anwachsende Komponente in Richtung der Federwirkung
    509844/0101
DE2418325A 1974-04-16 1974-04-16 Druckwasserreaktor Pending DE2418325A1 (de)

Priority Applications (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2418325A DE2418325A1 (de) 1974-04-16 1974-04-16 Druckwasserreaktor
FR7508787A FR2268333B1 (de) 1974-04-16 1975-03-20
CH433775A CH578230A5 (de) 1974-04-16 1975-04-07
BE155383A BE827907A (fr) 1974-04-16 1975-04-14 Reacteur a eau sous pression
US05/567,901 US4157939A (en) 1974-04-16 1975-04-14 Pressurized-water reactor emergency core shutdown
JP50044870A JPS514487A (de) 1974-04-16 1975-04-15

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2418325A DE2418325A1 (de) 1974-04-16 1974-04-16 Druckwasserreaktor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE2418325A1 true DE2418325A1 (de) 1975-10-30

Family

ID=5913047

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2418325A Pending DE2418325A1 (de) 1974-04-16 1974-04-16 Druckwasserreaktor

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4157939A (de)
JP (1) JPS514487A (de)
BE (1) BE827907A (de)
CH (1) CH578230A5 (de)
DE (1) DE2418325A1 (de)
FR (1) FR2268333B1 (de)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2828153C3 (de) * 1978-06-27 1984-07-26 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernreaktor mit einem flüssigen Kühlmittel
JPS584999B2 (ja) * 1978-09-22 1983-01-28 株式会社日立製作所 原子炉残留熱除去系の制御方法
FR2466839A1 (fr) * 1979-10-02 1981-04-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
US4473528A (en) * 1980-04-21 1984-09-25 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
FR2514933A1 (fr) * 1981-10-16 1983-04-22 Framatome Sa Dispositif d'injection de securite d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4666662A (en) * 1984-07-10 1987-05-19 Westinghouse Electric Corp. Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor
US5343507A (en) * 1993-09-30 1994-08-30 Westinghouse Electric Corporation Shutdown cooling system for operation during lapse of power
KR100456499B1 (ko) * 2001-05-15 2004-11-10 한국과학기술원 초대형 가압경수로 pwr2000
JP5606216B2 (ja) * 2010-08-20 2014-10-15 三菱重工業株式会社 ミキシング装置
CN107123447B (zh) * 2017-04-14 2019-04-09 合肥工业大学 一种核电厂钢筋混凝土安全壳防爆泄压装置
CN107369479B (zh) * 2017-07-31 2023-08-22 清华大学天津高端装备研究院 用于一体化堆的基于压差的非能动停堆***及核反应堆
CN111997955B (zh) * 2020-08-04 2022-01-28 清华大学 控制棒水压驱动间歇式运行回路以及控制棒驱动设备

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB985307A (en) * 1961-04-07 1965-03-10 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
BE636929A (de) * 1963-02-06
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
GB1276838A (en) * 1968-07-18 1972-06-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to pressure relief devices
US3865688A (en) * 1970-08-05 1975-02-11 Frank W Kleimola Passive containment system
BE788187A (fr) * 1971-09-01 1973-02-28 Babcock & Wilcox Co Systeme de proctection pour reacteurs nucleaires
DE2217398A1 (de) * 1972-04-11 1973-10-25 Siemens Ag Kernreaktor

Also Published As

Publication number Publication date
US4157939A (en) 1979-06-12
FR2268333A1 (de) 1975-11-14
JPS514487A (de) 1976-01-14
CH578230A5 (de) 1976-07-30
FR2268333B1 (de) 1977-04-15
BE827907A (fr) 1975-07-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE68906727T2 (de) Passives volldrucksystem zur spaltzonennotkuehlung und zur nachwaermeabfuhr fuer wassergekuehlte kernreaktoren.
DE3210745C2 (de)
DE19754119C2 (de) Dampfabscheider, Kernreaktor und Kesseleinrichtung
DE3205836A1 (de) Notkuehlvorrichtung fuer einen wassergekuehlten kernreaktor
DE2418325A1 (de) Druckwasserreaktor
EP0629308B1 (de) Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters
DE3917940A1 (de) Wassergekuehlter kernreaktor
DE2805301A1 (de) Druckerniedrigungs- oder -beseitigungsvorrichtung fuer kernreaktoren
DE1957701A1 (de) Steuersystem fuer Kernreaktoren
CH690877A5 (de) Siedewasserreaktor mit einem Sicherheitsbehälter mit unterteiltem Flutbeckenraum.
DE2430724C3 (de) Steuerbares Ventil
DE2516123C3 (de) Verfahren zum Abführen der Zerfallswärme radioaktiver Spaltprodukte
CH619317A5 (de)
DE2345580C3 (de) Kernreaktoranlage
DE2521269C3 (de) Druckwasserreaktor
DE2446090B2 (de) Kernreaktor, insbesondere druckwasserreaktor
DE1614098A1 (de) Hydraulischer Antrieb zur Notabschaltung von Kernreaktoren
DE1137810B (de) Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen
DE2260595A1 (de) Regeleinrichtung fuer kernreaktoren
DE2249690A1 (de) Sicherheitseinrichtung fuer unter druck stehende anlagen
DE2430725C3 (de) Überdruckentlastung für eine Kernreaktoranlage
DE1812537A1 (de) Einrichtung zur Sicherung eines Behaelters gegen UEberdruck
DE2430586C3 (de) Kernreaktoranlage mit einer Sicherheitshülle
DE1514955A1 (de) Kernreaktor
DE1489950B1 (de) Notkondensationsanlage fuer dampfgekuehlte Kernreaktoren

Legal Events

Date Code Title Description
OHW Rejection