DE2446090B2 - Kernreaktor, insbesondere druckwasserreaktor - Google Patents

Kernreaktor, insbesondere druckwasserreaktor

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Description

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor, insbesondere Druckwasserreaktor, mit einem einen Reaktorkern enthaltenden Reaktordruckbehälter, in dessen oberen Teil Leitungen für die Einspeisung eines Notkühlmittels führen, von denen mindestens eine unmittelbar an den Reaktordruckbehä'ter angeschlossen ist. Bisher enden die in der Praxis bei Kernreaktoren zur Erzeugung elektrischer Energie verwirklichten Leitungen für das Notkühlmittel an den Rohrleitungen oder Anschlußstutzen für das normale Kühlmittel. Sie führen also nicht unmittelbar in den Reaktordruckbehälter. Dies mag daran liegen, daß man die sonst erforderlichen zusätzlichen Durchbrechungen der Reaktordruckbehälterwand vermeiden wollte, die die Kosten des Reaktordruckbehälters erhöhen.
Aus der deutschen Auslegeschrift 11 56 516 ist jedoch auch ein für Schiffsantriebe gedachter Druckwasserreaktor bekannt, bei dem die Notkühlung durch Naturumfauf in Gang gesetzt werden soll und die Notkühlleitungen unmittelbar in den Reaktordruckbeliälter führen. Beide Leitungen sind ausschließlich an das Obere Plenum angeschlossen, d. h. sowohl die Einlaß- als iuch die Auslaßleitung des bekannten Druckwasserreftktors führen in den Raum oberhalb des von einem Kernbehälter umgebenen Reaktorkerns im Reaktordruckbehälter. Dies hat zur Folge, daß das in den Reaktordruckbehälter eintretende kalte Notkühlmittel entgegen der Strömung des bei der Notkühlung entwickelten aufsteigenden Dampfes in den Reaktorkern eindringen muß. Hierdurch wird die Notkühlung behindert und verzögert.
Die Erfindung geht von der Aufgabe aus. die Notkühlung zu verbessern, d. h. den für die Notkühlung erforderlichen Aufwand bei gleicher Effektivität zu verringern oder aber mit gegebenem Aufwand eine intensivere, vor allem aber schnellere Wirkung der 5 Notkühlung zu erreichen. Dies gelingt erstaunlicherweise dadurch, daß der unmittelbar an den Reaktordruckbehälter angeschlossenen Notkühlleitung im Inneren des Redktordruckbehälters eine Strömungsleitvorrichtung zugeordnet ist, deren Austritt parallel zur Wand ίο des Reaktordruckbehälters in Richtung zur Unterkante des Reaktorkerns verläuft.
Bei dem Kernreaktor nach der Erfindung wird durch die Strömungsleitvorrichtung eine das Verspritzen verhindernde Bündelung des Notkühlmittels erreicht, so daß sich das Notkühlmittel als geschlossener und von der Wand des Reaktordruckbehälters geführter Strahl in den unteren Teil des Reaktordruckbehälters ergießt, obwohl an sich eine entgegengerichtete Strömung des im Reaktordruckbehälter verdampfenden Kühlmittels vorliegt. Von unten wird dann der Reaktorkern in Richtung der natürlichen Dampfströmung benetzt Deshalb wird die Strömung des zugeführten Notkühlmittels durch das dampfförmig abströmende erhitzte Kühlmittel nur wenig beeinträchtigt. Man erhält also mit der Erfindung eine wesentlich schnellere Benetzung des Reaktorkerns und vermeidet die hohen Brennstabtemperaturen, die sonst nach Ausblasen des normalen Kühlmittels vorkommen können. Die Zeitspanne zwischen dem Einspeisebeginn und dem Beginn der Kernflutung wird um mehr als die Hälfte verringert, und es hat sich gezeigt, daß sich die Hüllrohrtemperaturen dadurch um 50 bis 100° K erniedrigen lassen. Solche niedrigeren Hüllrohrtemperaturen ergeben auch nur entsprechend geringe plastische Dehnungen in Umfangsrichtung (Hüllrohrblähen), so daß die Kühlkanalverengung ebenfalls in Grenzen bleibt. Dies kommt wiederum der besseren Notkühlung zu gute.
Die Verwendung von Strömungsleitvorrichtungen ist zwar bei flüssigkeitsgekühlten Kernreaktoren bekannt, wie die deutsche Offenlegungsschrift 18 15 047 zeigt. Die bekannten Strömungsleitvorrichtungen haben jedoch die ganz andere Aufgabe, eine Abscheidung von Gasblasen aus dem Flüssigkeitsstrom zu ermöglichen. Sie sind deshalb auch nicht irgendwelchen Notkühlleitungen, sondern den Eintrittsleitungen für das normale Kühlmittel zugeordnet. Die von ihnen verursachte Strömung verläuft radial zu dem zylindrischen Reaktorkern, damit eine Zentrifugalwirkung eintritt, die das Abscheiden der Gasblasen bewirkt, bevor sie in das Zentrum des Reaktorkerns gelangen.
Bei einem Kernreaktor mit einem Kernbehälter, der mil dem Reaktordruckbehälter einen Ringspalt begrenzt, von dem der kalte Strang einer Hauptkühlmittel· schleife ausgeht, kann die Strömungsleitvorrichtung im Ringspalt z. B. in der Nähe des kalten Stranges angeordnet sein. Sie ergibt von dort aus eine dem Normalbetrieb ähnliche Kühlwirkung, obwohl die Strömungsrichtung umgekehrt verläuft. Außerdem können die im Ringraum angeordneten Strömungsleitvorrichtungen nicht durch Schäden beeinflußt werden, die im Kern im Inneren des Kernbehälters unter Umständen auftreten könnten.
Als Strömungsleitvorrichtung kann vorteilhaft eine die Mündung der Notkühlleitung überdeckende Haube vorgesehen sein. Vorzugsweise ist der Querschnitt der Auslaßöffnung der Haube nicht größer als der Querschnitt der Notkühlleitung, weil dadurch, wie gewünscht, ein kräftiger geschlossener Strahl erhalten
werden kann. Man kann auch einen zwecks Dusenwirkung verengten Querschnitt am Austritt der Haube vorsehen, um die Geschwindigkeit des Notkühlmittels zusätzlich zu erhöhen. Eine Grenze für die Verengung ist lediglich durch die Vergrößerung des Strömungs-Widerstandes und damit durch die Erhöhung des Gasdruckes im Druckspeicher bzw. durch die Vergrößerung der für die Notkühlung erforderlichen Pumpenleistung bestimmt, die ja unter Umständen von Notstromaggregaten geliefert werden muB.
Düsen werden z. B. nach der deutschen Offenlegungsschrift 17 64 470 zur Notkühlung von dampfgekühlten Kernreaktoren angewendet Die bekannten Düsen sollen jedoch eine zur Notkühlung verwendete Flüssigkeit nebelartig versprühen, damit die mit den Düsen versehenen Brennelemente nicht durch einen thermischen Schock zerstört werden. Hier soll also mit den Düsen gerade das Gegenteil der bei der Erfindung vorgesehenen Wirkung eines geschlossenen Strahles erreicht werden.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird im folgenden anhand der Figuren ein Ausführungsbeispiel beschrieben.
In F i g. 1 ist schematisch ein Druckwasserreaktor von z.B. 1000 MWe dargestellt, dessen wesentlicher Bestandteil ein weitgehend zylindrischer Reaktordruckbehälter 1 ist. Im Unterteil 2 des Reaktordruckbehälters 1, der mit einem Deckel 3 verschlossen ist, ist ein Kernbehälter 4 konzentrisch angeordnet. In diesem ist der Reaktorkern 5 untergebracht. Die an den Stirnseiten anschließenden Räume im Inneren des Reaktordruckbehälters t werden als oberes Plenum 6 und unteres Plenum 7 bezeichnet.
Der Kernbehälter 4 bildet mit dem Unterteil 2 des Reaktordruckbehälters 1 einen Ringraum 10. An diesen ist die kalte Hauptkühlmittelleitung 11 angeschlossen, in der von einer Hauptkühlmittelpumpe 12 das als Primärkühlmittel verwendete leichte Wasser zurück in den Reaktordruckbehälter 1 gepumpt wird. Das Primärkühlmittel strömt normalerweise vom unteren Plenum 7 durch den Reaktorkern 5 zum oberen Plenum 6. Dort gelangt es in die heiße Hauptkühlmittelleitung 13. die zu einem Dampferzeuger 14 führt. Der Dampferzeuger 14 ist mit der Pumpe 12 in nicht gezeichneter Weise zu einer geschlossenen Kühlmittelschleife 15 verbunden.
Für den Fall, daß das normale Kühlmittel bei einem Bruch der Hauptkühlmittelleitungen 11, 13 austritt, sind zur Notkühlung Druckspeicher 16 vorgesehen, von denen nur einer gezeichnet ist. In den Druckspeichern steht als Kühlmittel dienendes vorzugsweise boriertes Wasser 17 unter dem Druck eines Gaspolsters 18. Der Auslaß 19 des Druckspeichers 16 ist über zwei Rückschlagventile 20 und 21 an Notkühlmittelleitungen 22 und 23 angeschlossen, die über Rückschlagklappen 24 und 25 auch von nicht weiter dargestellten Notspeisepumpen beliefert werden können. Über zwei weitere Rückschlagklappen 26 und 27 führen die Notkühlleitungen 22,23 zum Reaktordruckbehälter 1.
Die Notkühlleitung 23 ist an den heißen Strang 13 der Hauptkühlmittelschleife 15 angeschlossen. An der Mündung der Notkühlleitung 23 ist im Inneren des Rohres eine Haube 28 angeordnet, mit deren Hufe das Notkühlmittel in das obere Plenum 6 gelenkt wird, wie der Pfeil 29 zeigt
Die Notkühlleitung 22 fnhrt direkt in den unteren Teil 2 des Reaktordruckbehälters 1. Wichtig ist, daß die Anschlußstelle 30 der kalten Einspeiseleitung 22 oberhalb der Kernoberkante liegt, damit auch beim Bruch einer solchen Notkühlleitung der Ken 5 durch das Noikuhlwasser bedeckt werden kann. Im Gegensatz
•o zu der zeichnerischen Darstellung sind die Anschlüsse 30 von vier Leitungen in dieser Ebene in Umfangsnchtung beliebig, aber am Umfang gleich verteilt angeordnet
An der Anschlußstelle 30 ist im Inneren des
'5 Ringraumes 10 die Mündung mit einer Strömungsleitvorrichtung 31 versehen, wie in F i g. 2 in einem Vertikalschnitt in größerem Maßstab deutlicher gezeichnet ist.
In das Unterteil 2 des Reaktordruckbehälters 1 ist ein Einspeisestutzen 35 eingeschweißt, in dem ein zentrisches Innenrohr 36 zum Schutz vor Wärmespannungen angeordnet ist Auf der im Ringraum 10 liegenden Innenseite des Reaktordruckbehälters 1 ist die Mündung 37 mit einer Haube 38 überdeckt, die eine nach unten gerichtete Auslaßöffnung 39 aufweist. Die Auslaßöffnung 39 führt, wie der Pfeil 40 erkennen läßt, parallel zu der Plattierung 42 auf der Innenseite der Wand des Reaktordruckbehälters 1 zum unteren Plenum 7, also in Richtung zur Unterkante des Reaktorkerns 5.
Aus der F i g. 3, die einen Horizontalschnitt durch die Mündung der Notkühlleitung 22 mil dem Stutzen 35 zeigt, geht hervor, daß die Haube 38 einen etwa halbkreisförmigen Querschnitt aufweist, der sich von der Oberkante zur Unterkante hin auf das Maß der Auslaßöffnung 39 erweitert. Der Querschnitt sollte insgesamt nicht größer sein als der Querschnitt der Notkühlleitung 22. Er kann sich zweckmäßig zum Austritt 39 hin verengen, so daß die Haube 38 mit der Innenseite des Reaktordruckbehälters 1 eine Einspeisedüse für das Notkühlmittel 17 bildet. Man erhält dadurch einen parallel zur Wand 2 in Richtung des Pfeils 40 verlaufenden, stark gebündelten Strahl, der auch dann noch mit großer Wucht und damit in ausreichender Menge den unteren Rand des Reaktorkerns 5 erreicht, solange das normale Primärkühlmittel bei einem Bruch der kalten Hauptkühlleitung 11 noch in Gegenrichtung zum Pfeil 40 ausströmt. Dies sorgt für eine wesentliche Verkürzung der Zeit, in der der Reaktorkern 5 nicht bespült ist, so daß die Temperaturen im Kern wesentlich niedriger bleiben.
In Fig. 2 ist angedeutet, daß am oberen, sich zuspitzenden Rand der. Haube 38 eine Öffnung 42 vorgesehen sein kann. Diese verhindert, daß sich im Normalbetrieb unter der Haube 38 ein Totwassergebiet mit unerwünscht hohen Temperaturen entwickelt.
Die Erfindung kann mit Vorteil auch bei anderen wassergekühlten Reaktoren,z. B.Siedewasserreaktoren oder Schwerwasserreaktoren, angewendet werden.
Darüber hinaus erscheint eine Anwendung auch bei gasgekühlten Reaktoren denkbar.
Hierzu 2 Bhtt Zeichnungen

Claims (5)

Patentansprüche:
1. Kernreaktor, insbesondere Druckwasserreaktor, mit einem einen Reaktorkern enthaltenden Reaktordruckbehälter, in dessen oberen Teil Leitungen für die Einspeisung eines Notkühlmittels führen, von denen mindestens eine unmittelbar an den Reaktordruckbehälter angeschlossen ist. dadurch gekennzeichnet, daß dieser Notkühlleitung (22) im Inneren des Reaktordruckbehälters (1) eine Strömungsleitungsvorrichtung (31) zugeordnet ist. deren Austritt parallel zur Wand (42) des Reaktordruckbehälters (1) in Richtung zur Unterkäme des Reaktorkerns (5) verläuft.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1 mit einem Kernbehälter, der mit dem Reaktordruckbehälter einen Ringspalt begrenzt, von dein der kalte Strang einer Hauptkühlmittelsc.'ileife ausgeht, dadurch gekennzeichnet, daß die Strömungsleitvorrichtung (31)im Ringspalt (10)angeordnet ist.
3. Kernreaktor nach Anspruch I oder 2. dadurch gekennzeichnet daß die Strömungsleitvorrichtung (31) eine die Mündung (37) der Notkühlleitung (22) überdeckende Haube (38) ist.
4. Kernreaktor nach Anspruch 3. dadurch gekennzeichnet, daß der Querschnitt der Auslaßöffnung (39) der Haube (38) nicht größer als der Querschnitt der Notkühlleitung (22) ist.
5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß sich der Querschnitt der Auslaßöffnung (39) der Haube (38) /u einer Düse verengt.
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CH1114375A CH581891A5 (de) 1974-09-26 1975-08-28
BE160116A BE833507A (fr) 1974-09-26 1975-09-17 Reacteur nucleaire
US05/614,152 US4072560A (en) 1974-09-26 1975-09-17 Pressurized-water reactor pressure vessel emergency core coolant connection arrangement
BR7506128*A BR7506128A (pt) 1974-09-26 1975-09-23 Reator nuclear aperfeicoado
SE7510711A SE7510711L (sv) 1974-09-26 1975-09-24 Kernreaktor
ES441256A ES441256A1 (es) 1974-09-26 1975-09-25 Perfeccionamientos en reactores nucleares.
JP50117099A JPS5848080B2 (ja) 1974-09-26 1975-09-26 ゲンシロ

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SE (1) SE7510711L (de)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4187147A (en) * 1976-02-20 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Recirculation system for nuclear reactors
FR2469779A1 (fr) * 1979-11-16 1981-05-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
JPS6190083U (de) * 1984-11-20 1986-06-11
JPS6238393A (ja) * 1985-08-14 1987-02-19 株式会社日立製作所 非常用炉心冷却方法及び装置
FR2631484B1 (fr) * 1988-05-13 1992-08-21 Framatome Sa Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours
US5642389A (en) * 1993-04-22 1997-06-24 Siemens Aktiengesellschaft Light water reactor in particular a boiling water reactor with a high degree of inherent safety
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors
US7889830B2 (en) * 2007-05-08 2011-02-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor downcomer flow deflector
DE102016107737A1 (de) * 2016-04-26 2017-10-26 Areva Gmbh Druckwasserbehälter für einen Druckwasserreaktor

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL260249A (de) * 1960-01-20
US3211621A (en) * 1960-09-29 1965-10-12 Westinghouse Electric Corp Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor
NL292918A (de) * 1962-05-18
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
DE1764470A1 (de) * 1968-06-11 1971-08-05 Licentia Gmbh Verfahren zur Notkuehlung von Kernen in dampfgekuehlten Atomkernreaktoren
SE360769B (de) * 1972-02-24 1973-10-01 Atomenergi Ab
US3976834A (en) * 1974-03-25 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Emergency core cooling injection manifold

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5160897A (de) 1976-05-27
BE833507A (fr) 1976-01-16
US4072560A (en) 1978-02-07
FR2286478B1 (de) 1981-02-06
FR2286478A1 (fr) 1976-04-23
DE2446090A1 (de) 1976-04-08
BR7506128A (pt) 1976-08-03
DE2446090C3 (de) 1982-03-18
CH581891A5 (de) 1976-11-15
SE7510711L (sv) 1976-03-29
ES441256A1 (es) 1977-09-16
JPS5848080B2 (ja) 1983-10-26

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