DE2521269A1 - Druckwasserreaktor - Google Patents

Druckwasserreaktor

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DE2521269A1 DE19752521269 DE2521269A DE2521269A1 DE 2521269 A1 DE2521269 A1 DE 2521269A1 DE 19752521269 DE19752521269 DE 19752521269 DE 2521269 A DE2521269 A DE 2521269A DE 2521269 A1 DE2521269 A1 DE 2521269A1
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    • 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

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Description

  • Druckwasserreaktor Aus der deutschen Offenlegungsschrift 23 36 146 ist ein Druckwasserreaktor mit einem Primärkühikreis und einem Nachwärmekühlkreis bekannt, der an den Primärkühikreis angeschlossen ist und einen Nachwärmekühler und eine Pumpe umfaßt. Der Nachwärmekühikreis wird beim Abfahren des Druckwasserreaktors in Betrieb genommen, weil die Leistungsentwicklung im Reaktor auch nach vollständiger Beendigung des Leistungsbetriebes zunächst noch etwa 1 - 3% der Nennleistung beträgt, so daß bei Reaktoren heute üblicher Leistung 10 bis 120 MW thermischer Leistung abzuführen sind.
  • Bei den bekannten Druckwasserreaktoren ist auch eine Möglichkeit zur Wärmeabfuhr für den Notfall vorgesehen. Dazu benutzt man einen für den Normalbetrieb im Primärkühlkreis vorhandenen Dampferzeuger. Dessen Dampf soll im Naturumlauf durch einen Hochdruckkondensator geführt werden, der von dem gleichen Zwischenkühlkreis wie der Nachwärmekühler beaufschlagt wird. Dieser Hochdruckkondensator benötigt im Gegensatz zu Niederdruckkondensatoren nur einen relativ geringen apparativen Aufwand. Ziel der Erfindung ist jedoch, auch diesen Aufwand noch zu verringern.
  • Die Erfindung geht aus von einem Druckwasserreaktor der eingangs genannten Art. Sie besteht darin, daß der Pumpe ein Ventil parallel geschaltet und der Nachwärmekühler räumlich derart oberhalb des Primärkühlkreises angeordnet ist, daß sich in an sich bekannter Weise ein Notkühlkreislauf mit Naturumlauf einstellen kann. Auf diese Weise kann die Nachwärmeabfuhr im normalen Betrieb in der bisher üblichen Weise erfolgen. Zusätzlich ist aber auch eine Notkühlung möglich, die für den Fall eines Lecks im Primärsystem, bei dem eine Dampfbildung auftritt, den Nachwärmekühler als Kondensator eines Systems mit Naturumlauf benutzt.
  • Hiermit kann die Nachwärme auch im Notkühlbetrieb sicher abgeführt werden, denn die Kühlung des Kerns erfolgt unmittelbarer als bei einer Kühlung über einen Dampferzeuger als weiterem Wärmetauscher. Ein-besonderer Kondensator, der sekundärseitig zur Wärmeabfuhr benutzt wird oder das Abblasen von Frischdampf über Dach, kann sogar vollständig entfallen.
  • Der Nachwärmekühler kann bei der Erfindung 5 m oder mehr oberhalb des Primärkühikreises angeordnet sein, um mit Sicherheit eine Kühlung im Naturumlauf zu erreichen. Besonders günstig ist ein Höhenunterschied von 7 m, weil dann bei den bisher üblichen Abmessungen von Leistungsreaktoren für zum Beispiel 1300 MWe optimale räumliche Verhältnisse bei einer Anordnung im Inneren eines raumsparenden Containments gegeben sind. Dies gilt besonders für Stahlkugeln als Containment.
  • Das Ventil kann vorteilhaft eine Rückschlagarmatur sein. Damit ist ein Rückschlagventil oder auch eine Rückschlagklappe gemeint.
  • Mit einer solchen Rückschlagarmatur wird der Kreislauf mit Naturumlauf selbsttätig freigegeben, so daß im Störungsfall keine aktiven Umschaltungen erforderlich sind.
  • Parallel zur Rückschlagarmatur kann ein Behälter über Ventile mit der Pumpe in Reihe schaltbar sein, der Borsäurelösung enthält. Dabei ist mit parallel gemeint, daß der Borsäurebehälter unter Einwirkung der Pumpe in den Primärkühlkreis des Reaktors entleert werden kann, damit dort die Reaktivität verringert wird.
  • Die Borsäurelösung kann vor oder hinter dem Nachwärmekühler eingespeist werden, wobei einmal der Strömungswiderstand und zum anderen die Gefahr von Fehlschaltungen geringer ist. Wichtig ist eine Mindestgröße des Behälters, die eine spürbare Herabsetzung der Reaktivität ergibt. Zu diesem Zweck sollte der Behälter mindestens zwei Kubikmeter u;-srfassen, und die Konzentration der Borsäurelösung sollte 5 bis 20% betragen. Höhere Konzentrationen sind auch möglich. Sie können aber Heizungen erfordern, damit die Borsäure nicht auskristallisiert.
  • Eine wichtige Weiterbildung der Erfindung weist eine Verbindung der Druckseite des Nachwärmekühlkreises mit dem Sprühsystem eines an den Primärkühlkreis angeschlossenen Druckhalters auf.
  • Mit dieser Verbindung wird erreicht, daß das vom Nachwärmekühlkreis eingespeiste relativ kalte Kühlmittel unmittelbar zur Druckabsenkung im Primärkühlkreis beiträgt, weil es im Druckhalter den dort vorhandenen Dampf kondensiert. Die Druckabsenkung führt zu einer Verringerung der mechanischen Beanspruchungen im Primärkühlkreis. Außerdem wird die bei einem Leck austretende Ktihlmittelmenge verringert und damit die Notkühlung verbessert, was insbesondere bei Leckagen im Dampferzeuger vorteilhaft ist.
  • Der Nachwärmekühlkreis nach der Erfindung kann parallel zu einer zum Primärkühlkreis gehörenden Reihenschaltung aus Dampferzeuger und Hauptkühlmittelpumpe angeordnet sein, so daß der Reaktorkern im Reaktordruckbehälter ohne weitere Strömungswiderstände gekühlt wird.
  • Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden anhand der beiliegenden Zeichnungen Ausführungsbeispiele beschrieben.
  • In Fig. 1 ist in einem schematischen Rohrplan ein Druckwasserreaktor mit einigen wesentlichen Anlageteilen dargestellt. Er umfaßt einen Reaktordruckbehälter 1 mit einem Reaktorkern, dessen Wärme in einem Primärkühlkreis 2 mit einem Dampferzeuger 3 und einer Hauptkuhlmittelpumpe 4 abgeführt wird. Xn den Primärkühlkreis 2 ist ein Druckhalter 5 angeschlossen. Dieser besitzt einen Flüssigkeitsraum 6 und einen Dampfraum 7 mit einer Sprüheinrichtung 8 und hat die Aufgabe, den Druck des als Primärkühlmittel verwendeten leichten Wassers auf zum Beispiel 150 bar konstant zu halten.
  • Zum Abfahren des Kernreaktors, der bei Vollast zum Beispiel 4000 MW thermisch erzeugt und nach dem Abschalten zunächst bei einer Leistung von etwa 3% noch 120 MW thermisch abgibt, ist ein Nachwärmekühlkreis 10 vorgesehen. Er umfaßt einen Anschluß 11 an den'Primärkühlkreis 2, ein stellbares Ventil 12, einen Nachwärmekühler 13, der an einen Zwischenkühlkreis 14 angeschlossen ist, und eine Pumpe 15, die mit einem Rückschlagventil 16 über brückt ist. Über eine Drossel 17 mit einem einstellbaren Durchlaßquerschnitt, ein Rückschlagventil 18 und ein weiteres Rückschlagventil 19 ist der Nachwärmekühlkreisbei 20 druckseitig an den Primärkühlkreis2 angeschlossen. Er liegt mithin parallel zu der Reihenschaltung von Dampferzeuger 3 und Hauptkühlmittelpumpe 4.
  • Die Sprüheinrichtung 8 im Druckhalter 5 ist, wie die Fig. 1 zeigt, über ein stellbares Ventil 22 und ein Rückschlagventil 23 bei 27 zwischen den Rückschlagventilen 18 und 19 an den Nachwärmekühlkreis 10 angeschlossen. Deshalb kann die Pumpe 15 das im Nachwärmekühler 13 abgekühlte Primärkühlmittel auch in den Druckhalter 6 einsprühen, wo durch Kondensation des Dampfes im Dampfraum 7 eine schnelle Druckabsenkung im Primärkreis erreicht wird.
  • Wie man sieht, ist parallel zum Nachwärmekühler 13 ein Behälter 30 angeordnet, der mit zwei Absperrventilen 31 und 32 versehen ist. Der Behälter 30 enthält eine Borsäurelösung mit einer Borsäurekonzentration von zum Beispiel 12%. Die Menge macht mit sieben Kubikmetern etwa 2% des Primärkühlmittels aus.
  • In Fig. 2 ist schematisch die räumliche Lage des Nachwärmekühlers 13 dargestellt. Man sieht, daß der Nachwärmekühler ein zylindrischer länglicher Behälter ist, der im Bereich 33 zwischen zwei Rohrböden 34 und 35 ein Rohrbündel umfaßt, das über die Anschlußleitungen 36 und 37 des Zwischenkühlkreises 14 gekühlt wird. Der untere Rohrboden 35 liegt dabei um H1 = 7 m über der Leitung 40 des Primärkühlkreises 2, wie auf der linken Seite der Fig. 2 zu sehen ist. Die Höhe H2 des Zwischenkühlers über dieser Höhe von 7 m beträgt weitere 8 m.
  • Im Falle eines Lecks ist eine Notkühlung durch Wärmeabfuhr mit Naturumlauf möglich. Hierbei wird über den Nachwärmekühlkreis 10 von der Anschlußstelle 11 dampfförmiges Primärkühlmittel über das geöffnete Ventil 12 in die Nachwärmekühler 13 geleitet, das dort kondensiert und deshalb unter der Wirkung seines Eigengewichts bei der Anschlußstelle 20 wieder in den Primärkühlkreis 2 des Kernreaktors zurückfließt. Bei dieser in Richtung des Pfeiles 42 verlaufenden Strömungsrichtung ist die Rückschlagarmatur 16 geöffnet.
  • Im Normalbetrieb, wenn die Pumpe 15 läuft, ist die Klappe 16 dagegen verschlossen. Hier drückt die Pumpe 15 das aus dem intakten Primärkühlkreis 2 angesaugte Wasser durch den NachwärmekUhler 13 zur Anschlußstelle 20.
  • Durch Betätigen der Ventile 31 und 32 kann dafür gesorgt werden, daß die Pumpe 15 die im Behälter 30 enthaltene Borsäurelösung über den Nachwärmekühlkreis 10 in den Reaktordruckbehälter fördert. Durch diese für den Notfall vorgesehene Einspeisung wird die Reaktivität zusätzlich zu normalen Steuerungsmaßnahmen verringert.
  • 8 Patentansprüche 2 Figuren

Claims (8)

  1. Patentansprüche Druckwasserreaktormit einem Primärkühlkreis und einem Nachwärmekühlkreis, der an den Primärkühlkreisangeschlossen ist und einen Nachwärmekühler und eine Pumpe umfaßt, dadurch gekennzeichnet, daß der Pumpe (15) ein Ventil (16) parallel geschaltet und der Nachwärmekühler (13) räumlich derart oberhalb des Primärkühlkreises (2) angeordnet ist, daß sich in an sich bekannter Weise ein Notkühlkreislaufmit Naturumlauf einstellen kann.
  2. 2. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Nachwärmekühler (13) 5 m oder mehr oberhalb des Primärkühlkreises (2) angeordnet ist.
  3. 3. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Ventil (16) eine Rückschlagarmaturist.
  4. 4. Druckwasserreaktor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß parallel zur Rückschlagarmatur (16) ein Behälter (30) über Ventile (13, 32) mit der Pumpe (15) in Reihe schaltbar ist, der Borsäurelösung enthält.
  5. 5. Druckwasserreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Behälter (30) mindestens zwei Kubikmeter umfaßt.
  6. 6. Druckwasserreaktor nach Anspruch 4 oder 5, gekennzeichnet durch eine Borsäurelösung von 5 bis 20%.
  7. 7. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Druckseite des NachwärmekUhlkreises (10) eine Verbindung mit dem Sprühsystem(8) eines an den Primärkühlkreis (2) angeschlossenen Druckhalters (5) aufweist.
  8. 8. Druckwasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Nachwärmekühlkreis(10) parallel zu einer zum PrimärkWhlkreis (2) gehörenden Reihenschaltung aus Dampferzeuger (3) und Hauptkühlmittelpumpe (4) angeordnet ist.
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2438321A1 (fr) * 1978-10-02 1980-04-30 Babcock Brown Boveri Reaktor Procede et dispositif d'evacuation de la chaleur residuelle d'une centrale nucleaire refroidie a l'eau
DE2942937A1 (de) * 1979-10-24 1981-05-14 Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh, 6800 Mannheim Einrichtung zur nachwaermeabfuhr und/oder zur notkuehlung einer wassergekuehlten kernreaktoranlage
EP0043553A1 (de) * 1980-07-04 1982-01-13 Forschungszentrum Jülich Gmbh Nachwärmeabfuhrsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
EP0518593A1 (de) * 1991-06-13 1992-12-16 General Electric Company Zwangsumlaufreaktor mit erhöhtem Durchsatz im Naturumlaufbetrieb
WO1993004480A1 (de) * 1991-08-12 1993-03-04 Siemens Aktiengesellschaft Sekundärseitiges nachwärmeabfuhrsystem für druckwasser-kernreaktoren
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3014289A1 (de) * 1980-04-15 1981-10-22 Hoechst Ag, 6000 Frankfurt Verfahren zum abfuehren der zerfallswaerme radioaktiver substanzen

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1115846B (de) * 1959-06-24 1961-10-26 Babcock & Wilcox Dampfkessel Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen
DE1145722B (de) * 1959-11-24 1963-03-21 Licentia Gmbh Notkondensator fuer Siedewasserreaktoren

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1115846B (de) * 1959-06-24 1961-10-26 Babcock & Wilcox Dampfkessel Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen
DE1145722B (de) * 1959-11-24 1963-03-21 Licentia Gmbh Notkondensator fuer Siedewasserreaktoren

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2438321A1 (fr) * 1978-10-02 1980-04-30 Babcock Brown Boveri Reaktor Procede et dispositif d'evacuation de la chaleur residuelle d'une centrale nucleaire refroidie a l'eau
DE2942937A1 (de) * 1979-10-24 1981-05-14 Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh, 6800 Mannheim Einrichtung zur nachwaermeabfuhr und/oder zur notkuehlung einer wassergekuehlten kernreaktoranlage
EP0043553A1 (de) * 1980-07-04 1982-01-13 Forschungszentrum Jülich Gmbh Nachwärmeabfuhrsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
EP0518593A1 (de) * 1991-06-13 1992-12-16 General Electric Company Zwangsumlaufreaktor mit erhöhtem Durchsatz im Naturumlaufbetrieb
WO1993004480A1 (de) * 1991-08-12 1993-03-04 Siemens Aktiengesellschaft Sekundärseitiges nachwärmeabfuhrsystem für druckwasser-kernreaktoren
US5428652A (en) * 1991-08-12 1995-06-27 Siemens Aktiengesellschaft Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors
WO1995017754A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Aktiengesellschaft Sicherheitseinspeise- und boriersystem für einen druckwasserreaktor und verfahren zum betrieb eines solchen systems
US5748693A (en) * 1993-12-23 1998-05-05 Siemens Aktiengesellschaft Safety feed for borating system for a pressurized water reactor and process for operating such a system

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