DE3917940A1 - Wassergekuehlter kernreaktor - Google Patents

Wassergekuehlter kernreaktor

Info

Publication number
DE3917940A1
DE3917940A1 DE3917940A DE3917940A DE3917940A1 DE 3917940 A1 DE3917940 A1 DE 3917940A1 DE 3917940 A DE3917940 A DE 3917940A DE 3917940 A DE3917940 A DE 3917940A DE 3917940 A1 DE3917940 A1 DE 3917940A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
inner container
reactor
primary cooling
cooling water
pressure vessel
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.)
Withdrawn
Application number
DE3917940A
Other languages
English (en)
Inventor
Anthony James Donaldson
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.)
Rolls Royce Submarines Ltd
Original Assignee
Rolls Royce Marine Power Operations Ltd
Rolls Royce and Associates Ltd
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 Rolls Royce Marine Power Operations Ltd, Rolls Royce and Associates Ltd filed Critical Rolls Royce Marine Power Operations Ltd
Publication of DE3917940A1 publication Critical patent/DE3917940A1/de
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Die Erfindung bezieht sich auf wassergekühlte Kernreaktoren, die in einer Druckumgebung arbeiten. Die Erfindung ist anwendbar sowohl auf Druckwasserreaktoren (PWR) als auch auf Siedewasserreaktoren (BWR) mit direktem oder indirektem Zyklus. Der Druckerzeuger kann integral mit dem Druckgefäß des Reaktors oder getrennt hiervon angeordnet sein.
Ein Problem, welches mit diesen wassergekühlten Kernreaktoren verknüpft ist, besteht darin, daß bei einer Panne oder einem Ausfall des Druckgefäßes Primärwasserkühlmittel aus dem Primärwasserkühlkreis verlustig geht, wodurch der Reaktorkern unbedeckt und ungekühlt wird.
Ein weiteres Problem dieser Arten von wassergekühlten Kernreaktoren, insbesondere bei Schiffsanwendungen zum Antrieb und/oder zur Leistungserzeugung bei einem Schiff, besteht darin, daß heftige Bewegungen des Schiffes durch das Wasser bewirken können, daß der Reaktorkern freigelegt wird und dadurch keiner Kühlung unterworfen ist.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, einen wassergekühlten Kernreaktor zu schaffen, bei dem der Reaktorkern durch Primärwasserkühlmittel bedeckt und gekühlt bleibt, wenn eine Panne eintritt oder das Druckgefäß ausfällt.
Außerdem bezweckt die Erfindung die Schaffung eines wassergekühlten Kernreaktors, bei dem der Kern vom Primärwasserkühlmittel bedeckt und gekühlt bleibt, wenn der Reaktor in einem Schiff eingebaut ist und dieses heftigen Bewegungen unterworfen ist.
Gemäß der Erfindung wird ein wassergekühlter Kernreaktor geschaffen, der ein Druckgefäß, einen Reaktorkern, einen Primärwasserkühlkreis, einen Druckerzeuger und einen inneren Behälter aufweist, welch letzterer innerhalb des Druckgefäßes im Abstand zu diesem angeordnet ist. Der Reaktorkern und ein Hauptteil des Primärwasserkühlkreises liegen innerhalb des inneren Behälters und ein Teil des Primärwasserkühlkreises liegt in dem Raum zwischen dem Druckgefäß und dem inneren Behälter, wobei der innere Behälter wenigstens eine Öffnung im oberen Bereich aufweist, um mit dem Hauptteil des Primärwasserkühlkreises innerhalb des inneren Behälters in Verbindung zu stehen, wobei ein Teil des Primärwasserkühlkreises zwischen dem Druckgefäß und dem inneren Behälter über dem inneren Behälter eine Strömung von Primärwasserkühlmittel oder Dampf dazwischen ermöglicht und der innere Behälter so angeordnet ist, daß jeder Verlust von Primärwasserkühlmittel von dem Raum um den Reaktorkern herum vermindert wird, der durch einen Fehler im Druckgefäß verursacht wurde.
Die eine Öffnung im inneren Behälter kann so dimensioniert und angeordnet sein, daß verhindert wird, daß Dampf vom Dampfraum des Druckerzeugers in den Hauptteil des Primärwasserkühlkreises im Innenbehälter eintritt, wenn im Betrieb die Längsachse des wassergekühlten Kernreaktors aus ihrer Normallage, in der die Längsachse des wassergekühlten Kernreaktors im wesentlichen vertikal steht und die Öffnung im Innenbehälter im oberen Bereich des Innenbehälters befindlich ist, in eine abnormale Lage überführt wird, in der die Längsachse des wassergekühlten Kernreaktors in einem Winkel gegenüber der Vertikalrichtung steht, oder in eine abnormale Stellung, in der die Längsachse des wassergekühlten Kernreaktors im wesentlichen vertikal steht, aber die Öffnung im Innenbehälter in einem unteren Bereich des inneren Behälters liegt.
Der Innenbehälter kann koaxial zu dem Druckgefäß angeordnet sein und die Öffnung im inneren Behälter liegt koaxial zur Achse des wassergekühlten Kernreaktors.
Innerhalb des Innenbehälters kann wenigstens ein Wärmeaustauscher angeordnet sein.
Der wassergekühlte Kernreaktor kann ein integraler druckwassergekühlter Kernreaktor sein.
Der wassergekühlte Kernreaktor kann ein Druckwasser- Kernreaktor oder ein Siedewasserkernreaktor sein.
Der Druckerzeuger kann getrennt vom Druckgefäß oder integral mit diesem angeordnet sein.
Die Erfindung bezieht sich auch auf einen integralen Druckwasserkernreaktor mit einem Druckgefäß, einem Reaktorkern, einem Primärwasserkühlkreis, einem Druckerzeuger und einem Innenbehälter. Der Innenbehälter liegt innerhalb des Druckgefäßes im Abstand zu diesem und der Reaktorkern und ein Hauptteil des Primärwasserkühlkreises liegen innerhalb des inneren Behälters, und ein Teil des Primärwasserkühlkreises und ein Dampfraum des Druckerzeugers befinden sich in dem Raum zwischen dem Druckgefäß und dem inneren Behälter, der wenigstens eine Öffnung im oberen Bereich aufweist, um den Hauptteil des Primärwasserkühlkreises innerhalb des inneren Behälters mit dem Teil des Primärwasserkühlkreises und dem Dampfraum zwischen dem Druckgefäß und dem inneren Behälter über dem inneren Behälter zu verbinden, damit Primärkühlmittel oder Dampf dazwischen strömen können. Die Öffnung im Innenbehälter ist so angeordnet und dimensioniert, daß ein Übertritt von Dampf aus dem Dampfraum des Druckerzeugers nach dem Hauptteil des Primärkühlwasserkreises verhindert wird, wenn im Betrieb die Längsachse des integralen druckwassergekühlten Kernreaktors aus einer Normallage, in der die Längsachse des integralen druckwassergekühlten Kernreaktors im wesentlichen vertikal steht und die Öffnung im Innenbehälter im oberen Bereich des inneren Behälters liegt, in eine abnormale Lage versetzt wird, in der die Längsachse des integralen druckwassergekühlten Kernreaktors in einem Winkel gegenüber der Vertikalrichtung versetzt ist, oder wenn der Reaktor in eine abnormale Lage überführt wird, in der die Längsachse des Kernreaktors im wesentlichen vertikal verläuft, aber die Öffnung im inneren Behälter in einem unteren Bereich des inneren Behälters liegt, wodurch der Innenbehälter Primärwasserkühlmittel um den Reaktorkern herum behält.
Der innere Behälter kann koaxial zu dem Druckgefäß angeordnet sein und die Öffnung im Innenbehälter liegt koaxial zur Längsachse des integralen druckwassergekühlten Kernreaktors.
In dem Innenbehälter kann wenigstens ein Wärmeaustauscher angeordnet sein.
Nachstehend wird ein Ausführungsbeispiel der Erfindung anhand der Zeichnung beschrieben. In der Zeichnung zeigen:
Fig. 1 einen schematischen Vertikalschnitt eines integralen Siedewasserreaktors mit indirektem Zyklus, aufgebaut gemäß der Erfindung,
Fig. 2 bis 5 Vertikalschnitte eines integralen Druckwasserreaktors, geeignet zum Einbau in ein Schiff und gezeigt unter verschiedenen Betriebsbedingungen.
Ein integraler Siedewasserkernreaktor (BWR) (10) mit indirektem Zyklus ist in Fig. 1 dargestellt, und dieses Ausführungsbeispiel ist geeignet zur Verwendung als auf dem Festland zu installierender Siedewasserkernreaktor mit indirektem Zyklus. Der Siedewasserkernreaktor (10) weist ein Druckgefäß (12) und einen Innenbehälter (14) auf, der innerhalb des Druckgefäßes (12) im Abstand zu diesem liegt und einen Raum (32) definiert. Der Innenbehälter (14) wird vom Druckgefäß (12) getragen. Innerhalb des Innenbehälters (14) befindet sich ein Reaktorkern (16) im unteren Bereich hiervon. Der Reaktorkern (16) ist von (nicht dargestellten) thermischen Abschirmungen umgeben, um den Innenbehälter (14) und das Druckgefäß (12) gegen Strahlung zu schützen, die vom Reaktorkern (16) austritt. Der Reaktorkern (16) weist ein System von beweglichen, Neutronen absorbierenden Steuerstäben (nicht dargestellt) auf, die über Antriebsstäbe (40) mit einem (nicht dargestellten) Antriebsmechanismus verbunden sind.
Ein Primärwasserkühlkreis wird benutzt, um den Reaktorkern (16) zu kühlen, und der Primärwasserkühlkreis benutzt ein Thermosiphonsystem oder eine durch Pumpen geförderte Strömung. Der Primärwasserkühlkreis umfaßt einen äußeren hohlen allgemein zylindrischen Körper (18), der den Reaktorkern (16) umschließt, und einen inneren hohlzylindrischen Teil (20) koaxial innerhalb des äußeren hohlzylindrischen Teils (28) und vertikal über dem Reaktorkern (16). Der innere hohlzylindrische Teil (20) definiert einen Aufsteigkanal (22) für die natürliche, vertikal nach oben gerichtete Strömung des relativ heißen Primärkühlmittels vom Reaktorkern (16), und es ist ein ringförmiger Abströmkanal (24) zwischen dem inneren hohlzylindrischen Teil (20) und dem äußeren hohlzylindrischen Teil (18) definiert, um die natürliche, vertikal nach unten gerichtete Rückströmung des relativ kühlen Primärkühlmittels nach dem Reaktorkern (16) zu ermöglichen.
Der obere Bereich des inneren zylindrischen Teils (20) ist mit Öffnungen versehen, um die Strömung des Primärkühlwassers aus dem Aufsteigkanal (22) nach dem oberen Teil des ringförmigen Abströmkanals (24) zu verteilen.
Ein Sekundärkühlkreis zieht Wärme vom Primärwasserkühlkreis ab. Der Sekundärkühlkreis umfaßt einen Wärmeaustauscher (26), der ringförmig ausgebildet und koaxial im oberen Bereich des ringförmigen Abströmkanals (24) angeordnet ist. Der Wärmeaustauscher (26) weist ein oder mehrere Rohre in ringförmiger Anordnung auf, die Sekundärkühlmittel aus einer Sekundärkühlmittelquelle über Zuführungsleitungen (28) und einen (nicht dargestellten) Einlaßkopf erhalten, und die erhitztes Sekundärkühlmittel über einen (nicht dargestellten) Auslaßkopf und ein Zuführungsrohr (30) leiten, um einen elektrischen Turbogenerator anzutreiben oder um eine Fernheizung oder Arbeitsverfahren zu betreiben.
Der Wärmeaustauscher (26) ist bei diesem Ausführungsbeispiel ein Dampfgenerator, und das Sekundärkühlmittel ist Wasser. Der Dampfgenerator ist zweckmäßigerweise von der Durchgangsbauart oder rezirkulierend mit Abströmrohren zwischen den Auslaß- und Einlaßköpfen.
Das obere Ende des Druckgefäßes (12) ist durch einen Deckel (34) abgedichtet, der am Druckgefäß (12) über Bolzen (36) und Muttern (38) festgelegt ist.
Der Innenbehälter (14) besitzt wenigstens eine Öffnung (15) im oberen Bereich, durch die Dampf frei vom Hauptteil des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) nach einem Druckerzeugerdampfraum (42) strömen kann, d. h. einem Teil des Primärkühlwasserkreises zwischen dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) über dem inneren Behälter (14). Die Öffnungen (15) können bei gewissen Anordnungen von Siedewasserreaktoren mit indirektem Zyklus mit Mitteln ausgestattet sein, um den Wasserpegel innerhalb des inneren Behälters (14) zu steuern, indem die Dampfströmung von dem Innenbehälter (14) nach dem Druckgefäß (12) reguliert wird.
Der innere Behälter (14) ist von dem äußeren hohlen zylindrischen Körper (18) im Abstand angeordnet und ein großes Volumen von Primärkühlwasser ist darin enthalten. Der äußere hohlzylindrische Teil (18) besitzt eine Öffnung (44) im unteren Bereich, um das Reserveprimärkühlwasser und den unteren Bereich des ringförmigen Abströmkanals (24) miteinander zu verbinden.
Der Dampfraum (42) setzt den Primärwasserkühlkreis unter Druck.
Im Normalbetrieb des Siedewasserreaktors (10) mit indirektem Zyklus erzeugt die Spaltung von nuklearem Brennstoff im Reaktorkern (16) Wärme. Die Wärme wird vom Reaktorkern (16) durch den Primärkühlwasserkreis abgeführt. Die Erhitzung des Wassers in der Nähe des Reaktorkerns (16) bewirkt, daß das Wasser durch den Aufstiegskanal (22) nach oben strömt, dann strömt das Primärwasser durch die Strömungsverteileröffnungen im inneren hohlzylindrischen Teil (20) in den ringförmigen Abströmkanal (24) hinein und strömt dann über den Dampfgenerator (26). Das Primärwasser gibt Wärme auf das Sekundärwasser in den Dampfrohren ab, während es über den Dampfgenerator (26) strömt. Das Primärwasser kehrt über den ringförmigen Abströmkanal (24) nach dem Reaktorkern (16) zurück.
Falls das Druckgefäß bricht, leckt bei herkömmlichen wassergekühlten Reaktoren das Primärkühlwasser aus dem Druckgefäß hervor, und dies führt zu einem Abfall des Wasserpegels im Primärkühlwasserkreis, und dies führt dazu, daß der Reaktorkern schließlich nicht mehr mit Wasser bedeckt ist und nicht mehr durch das Wasser gekühlt wird. Ein solches Ereignis ist unerwünscht, weil, obgleich der wassergekühlte Reaktor durch Einschub der Neutronen absorbierenden Steuerstäbe in den Reaktorkern abgeschaltet werden kann, trotzdem eine beträchtliche Überschußwärme im Reaktorkern verbleibt, die dazu führen kann, daß der Reaktorkern beschädigt wird, wenn er nicht gekühlt wird.
Durch die Anordnung des Innenbehälters (14) werden Verluste von Primärkühlwasser aus dem Bereich des Primärkühlwasserkreises, der den Reaktorkern (16) und den Wärmeaustauscher (26) umgibt, vermindert oder überhaupt verhindert, wenn das Druckgefäß (12) bei dem erfindungsgemäßen Kernreaktor (10) bricht. Der Wärmeaustauscher (26) entfernt die Spaltprodukthitze vom Primärkühlwasser im Primärkühlwasserkreislauf und vom Reserveprimärkühlwasser, das im Innenbehälter (14) innerhalb des druckentlasteten Kernreaktors befindlich ist.
Wenn der Wasserpegel im Primärkühlwasserkreis auf einen Wert unter dem Pegel der Kondensation im Wärmeaustauscher (26) fällt, dann kehrt Primärkühlwasser nach dem Bereich des Primärkühlwasserkreises zurück, der den Reaktorkern (16) umschließt.
Selbst bei einer Fehlfunktion des Wärmeaustauschers (26) wird ein gewisser Schutz gegen eine Beschädigung des Reaktorkerns (16) dadurch gewährleistet, daß Primärkühlwasser im Bereich des Primärkühlwasserkreises erhalten bleibt, der den Reaktorkern umgibt. Dieses Primärkühlwasser kühlt den Reaktorkern (16) weiter, indem ein Kochen erfolgt, bis der Wasserpegel im Primärkühlwasserkreis unter die Oberseite des Reaktorkerns (16) fällt.
Die Erfindung kann in gleicher Weise bei einem Druckwasserkernreaktor (PWR) benutzt werden, der als landgestützter PWR benutzt werden kann und der im wesentlichen wie in Fig. 1 dargestellt ausgebildet ist.
Ein Druckwasserkernreaktor der integralen Bauart (PWR) (10 B) ist in den Fig. 2 bis 5 dargestellt. Dieses Ausführungsbeispiel ist geeignet zum Einbau in ein Schiff. Der Druckwasserreaktor (10 B) weist ein Druckgefäß (12) und einen Innenbehälter (14) auf, der innerhalb des Druckgefäßes (12) im Abstand zu dessen Wänden derart angeordnet ist, daß dazwischen ein Raum (32) definiert wird. Der innere Behälter (14) wird vom Druckgefäß (12) getragen. Innerhalb des inneren Behälters (14) befindet sich im unteren Bereich ein Reaktorkern (16). Der Reaktorkern (16) ist von thermischen Abschirmungen (52) umgeben, um den Innenbehälter (14) und das Druckgefäß (12) gegen Strahlung zu schützen, die aus dem Reaktorkern (16) austritt, und diese Abschirmungen sind integral mit dem inneren Behälter (14) ausgebildet. Der Reaktorkern (16) weist ein System von beweglichen, Neutronen absorbierenden Steuerstäben (nicht dargestellt) auf, die mit einem nicht dargestellten Antriebsmechanismus über Antriebsstäbe (40) verbunden sind.
Ein Primärkühlwasserkreis wird zur Kühlung des Reaktorkerns (16) benutzt und der Primärkühlwasserkreis benutzt eine Thermosiphonanordnung oder es sind Pumpen vorgesehen. Der Primärkühlwasserkreis umfaßt einen äußeren hohlzylindrischen Körper (18), der den Reaktorkern (16) umschließt, und einen inneren hohlzylindrischen Körper (20), der koaxial innerhalb des äußeren hohlzylindrischen Körpers (18) und vertikal über dem Reaktorkern (16) angeordnet ist. Der innere hohlzylindrische Körper (20) erstreckt sich vertikal nach oben nach einem Mittelbereich des äußeren hohlzylindrischen Körpers (18), und das obere Ende des inneren hohlzylindrischen Körpers (20) dichtet gegenüber dem Mittelbereich des äußeren hohlzylindrischen Körpers (18) ab und ist an diesem festgelegt. Der innere hohlzylindrische Körper (20) und der obere Bereich des äußeren hohlzylindrischen Körpers (18) definieren einen Aufwärtsströmungskanal (22) für die Aufwärtsströmung des relativ heißen Primärkühlmittels vom Reaktorkern (16), und ein oberer Abschnitt eines ringförmigen Abströmkanals (24) ist zwischen dem oberen Bereich des äußeren hohlzylindrischen Körpers (18) und dem inneren Behälter (14) ausgebildet, und ein unterer Abschnitt des ringförmigen Abströmkanals (24) ist zwischen dem unteren Bereich des äußeren hohlzylindrischen Körpers (18) und dem inneren hohlzylindrischen Teil (20) für die vertikal nach unten gerichtete Rückströmung des relativ kühlen Primärkühlmittels nach dem Reaktorkern (16) ausgebildet. Der äußere zylindrische Körper (18) besitzt eine oder mehrere Öffnungen (23), um den oberen Abschnitt und den unteren Abschnitt des ringförmigen Abströmkanals (24) zu verbinden.
Der obere Bereich des äußeren zylindrischen Körpers (18) ist mit Öffnungen (21) zur Verteilung der Strömung des Primärwasserkühlmittels vom Aufströmkanal (22) nach dem oberen Bereich des ringförmigen Abströmkanals (24) ausgebildet.
Ein Sekundärkühlkreis zieht Wärme vom Primärwasserkühlkreis ab. Der Sekundärkühlkreis umfaßt einen Wärmeaustauscher (26), der ringförmig ausgebildet und koaxial im oberen Bereich des ringförmigen Abströmkanals (24) angeordnet ist. Der Wärmeaustauscher (26) umfaßt ein oder mehrere Rohre, die in Ringform angeordnet sind und das Sekundärkühlmittel von einer Sekundärkühlmittelquelle über wenigstens ein Zuführungsrohr (28) und wenigstens einen Einlaßkopf (nicht dargestellt) erhalten und die das erhitzte Sekundärkühlmittel über wenigstens einen (nicht dargestellten) Auslaßkopf und wenigstens ein Zuführungsrohr (30) einem elektrischen Turbogenerator oder einem Antriebssystem zuführen.
Der Wärmeaustauscher (26) ist ein Dampfgenerator und das Sekundärkühlmittel ist Wasser. Das obere Ende des Druckgefäßes (12) ist mit einem Deckel (34) abgedichtet, der durch geeignete Mittel am Druckgefäß (12) festgelegt ist.
Der Innenbehälter (14) besitzt eine Öffnung (15) im oberen Bereich, damit Dampf frei vom Hauptteil des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) nach einem Druckdampfraum (42) strömen kann, d. h. nach einem Abschnitt des Primärkühlwasserkreises zwischen dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) über dem inneren Behälter (14). Der Wasserpegel des Primärwasserkühlkreises steht über dem Innenbehälter (14) und der Raum (32) zwischen dem Innenbehälter (14) und dem Druckgefäß (12) ist mit Primärwasserkühlmittel angefüllt. Die Öffnung (15) ermöglicht auch das Durchströmen von Primärwasserkühlmittel für Änderungen im Primärwasserkühlmittelvolumen.
Es ist eine Pumpe oder es sind mehrere Pumpen vorgesehen, um die Zirkulation des Primärwasserkühlmittels im Primärwasserkühlkreis zu beschleunigen. Eine Pumpe liegt im ringförmigen Abströmkanal (24), und bei diesem Ausführungsbeispiel hat der Innenbehälter (14) eine Öffnung (54), damit Primärwasserkühlmittel in eine Zentrifugalpumpe (56) einströmen kann. Die Zentrifugalpumpe (56) beschleunigt die Primärwasserkühlmittelströmung durch die Pumpe bis auf eine hohe Geschwindigkeit und richtet dann das Primärkühlwasser durch ein Rohr (58) nach einer Düse (60). Die Düse (60) liegt koaxial in einer der Öffnungen (23) im inneren zylindrischen Teil (20), um eine größere Strömung von Primärkühlwasser durch den Primärkühlwasserkreis durch den Ejektor oder durch den Strahlpumpeneffekt zu schicken.
Der Dampfraum (42) setzt das Primärkühlwasser unter Druck.
Im Normalbetrieb des Druckwassergenerators (10 B) erzeugt die Spaltung von Kernbrennstoff im Reaktorkern (16) Hitze. Die Hitze wird aus dem Reaktorkern (16) durch den Primärkühlwasserkreis abgeführt. Das Primärkühlwasser in dem Primärkühlwasserkreis gibt Wärme an das Sekundärwasser in den Dampfrohren ab, während es über den Dampfgenerator (26) strömt.
Durch die Anordnung des Innenbehälters (14) werden Verluste von Primärkühlwasser aus dem Bereich des Primärkühlwasserkreises, der den Reaktorkern (16) und den Wärmeaustauscher (26) umgibt, vermindert oder verhindert, wenn das Druckgefäß (12) im Kernreaktor (10 B) bricht, obgleich Primärkühlwasser im Raum (32) zwischen dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) aus dem Druckgefäß (12) austreten kann, aber das Ausführungsbeispiel nach Fig. 2 arbeitet im wesentlichen in der gleichen Weise wie das Ausführungsbeispiel nach Fig. 1.
Bei herkömmlichen integrierten Druckwasserreaktoren, bei denen der Wärmeaustauscher und der Dampfraum des Druckerzeugers innerhalb des Druckgefäßes zusammen mit dem Reaktorkern angeordnet sind und bei denen ein integraler Druckwasserreaktor bei einem Schiff benutzt wird, können extreme Stampf- und Schlingerwinkel oder Bedingungen heftiger Bewegung auf dem Meer oder auf dem Wasser auftreten, durch die sich das Schiff bewegt, oder auch Betriebsunfallbedingungen, die dazu führen, daß der Reaktorkern vom Wasser nicht mehr bedeckt ist und daher nicht mehr gekühlt wird.
In Fig. 2 sind Druckgefäß (12) und Innenbehälter (14) allgemein zylindrisch ausgebildet und koaxial angeordnet. Der Kernreaktor (10 B) besitzt eine Längsachse (100), die koaxial zur Achse des Druckgefäßes (12) und des Innenbehälters (14) verläuft. Im Normalbetrieb steht die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) im wesentlichen vertikal.
Die Fig. 3 bis 5 zeigen den Druckwassergenerator (10 B) in verschiedenen normalen und anomalen Bedingungen auf dem Meere oder bei Unglücksfällen.
In Fig. 3 befindet sich der Druckwasserreaktor (10 B) im Normalbetrieb, aber bei heftiger Wellenbewegung, und die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) ist gegenüber der Vertikalrichtung in einem beträchtlichen Winkel angestellt. Der mittlere Wasserpegel des Primärkühlwasserkreises ist mit (70) bezeichnet, aber es besteht eine Planschwirkung des Primärkühlwassers, wodurch sich ein tatsächlicher Wasserspiegel (71) ergibt.
Die Öffnung (15) im Innenbehälter (14) ist so dimensioniert angeordnet und ausgebildet, daß kein Dampf aus dem Dampfraum (42) des Druckerzeugers in den Hauptteil des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) während des Betriebes des Kernreaktors (10 B) strömen kann, wenn die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) aus der Normallage versetzt ist, in der die Längsachse (100) vertikal verläuft, d. h. wenn der Kernreaktor (10 B) gegenüber der Vertikalrichtung angestellt ist. Insbesondere liegt die Öffnung (15) koaxial zu dem Druckgefäß (12), dem Innenbehälter (14) und der Längsachse (100).
Obgleich die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) aus ihrer normalen Vertikalstellung in Fig. 3 versetzt ist, liegt der mittlere Wasserspiegel (70) des Primärkühlwasserkreises über der Öffnung (15) im Innengefäß (14) und Dampf aus dem Dampfraum (42) des Druckerzeugers kann nicht in den Hauptteil des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) eindringen. Die Öffnung (15) liegt koaxial zu der Längsachse (100) und ist so dimensioniert, daß bei jeder Schwappbewegung des Primärkühlwassers der tatsächliche Wasserspiegel (71) in jedem Augenblick über der Öffnung (15) liegt und kein Dampf in den Innenbehälter (14) eindringen kann.
In Fig. 4 befindet sich der integrale Druckwasserreaktor (10 B) in einer anomalen Lage, wenn das Schiff auf der Seite liegt und die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) gegenüber der Vertikalrichtung in einem sehr viel größeren Winkel gegenüber der Vertikalrichtung geneigt ist als es in Fig. 3 der Fall war. Der Versetzungswinkel liegt in der Größenordnung von 70° bis 110° oder annähernd 90° gegenüber der Vertikalrichtung. Der mittlere Wasserspiegel des Primärkühlwasserkreises ist mit (80) gekennzeichnet.
Obgleich die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) in einem sehr viel größeren Winkel gegenüber der Normalstellung in Fig. 4 geneigt ist, liegt der mittlere Wasserspiegel (80) des Primärwasserkühlkreises über der Öffnung (15) im Innenbehälter (14) und Dampf aus dem Dampfraum (42) des Druckerzeugers kann nicht in den Hauptteil des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) eindringen.
In Fig. 5 befindet sich der Druckwasserreaktor in einer anomalen Unfallstellung, d. h. in einer Lage, die das Schiff einnimmt, nachdem es gekentert ist, oder etwa auf einem halben Wege über eine 360°-Rollbewegung. Dabei ist die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) gegenüber der normalen Vertikalrichtung versetzt, und zwar um einen sehr viel größeren Winkel gegenüber der Normalrichtung. Der Winkel liegt zwischen 160° und 200° bei etwa 180° gegenüber der Vertikalrichtung, d. h. der Kernreaktor (10 B) steht auf dem Kopf. Der mittlere Wasserspiegel des Primärkühlwasserkreises ist mit (90) bezeichnet, und dies liegt zwischen dem Innenbehälter (14) und dem Druckgefäß (12), und der Dampfraum (42) liegt zwischen dem inneren Behälter (14) und dem Druckgefäß (12) in dem Raum (32).
Obgleich die Längsachse (100) des Kernreaktors (10 B) um etwa 180° versetzt ist und der Kernreaktor (10 B) auf dem Kopf steht, kann Dampf aus dem Dampfraum (42) nicht in den Hauptteil des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) eindringen.
Daher ist ersichtlich, daß der Innenbehälter (14) zusammen mit einer geeigneten Dimensionierung, Anordnung und Ausbildung der Öffnung (15) verhindern kann, daß Dampf aus dem Dampfraum (42) des Druckerzeugers in den Hauptabschnitt des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) eindringen kann, und so wird das Primärkühlwasser um den Reaktorkern (16) selbst dann belassen, wenn der Kernreaktor (10 B) auf dem Kopf steht.
Der Kernreaktor (10 B) ist im Betrieb auch während heftiger Meeresbewegungen gesichert oder wenn die Stabilität des Schiffes schwerwiegend beeinträchtigt ist, und diese Sicherung erfolgt durch den Innenbehälter (14) und die Öffnung (15), und es ist eine fortgesetzte Arbeitsweise des Kernreaktors (10 B) möglich, um selbst dann Leistung zu erzeugen, wenn das Schiff und der Kernreaktor (10 B) auf dem Kopf stehen, so daß andere Ausrüstungen auf dem Schiff weiterarbeiten können.
Der Kernreaktor (10 B) kann in gleicher Weise als stationärer Kernreaktor benutzt werden und er arbeitet dann in der gleichen Weise wie das Ausführungsbeispiel nach Fig. 1.

Claims (8)

1. Druckwassergekühlter Kernreaktor mit einem Druckgefäß, einem Reaktorkern, einem Primärkühlwasserkreis, wenigstens einem Wärmeaustauscher, einem Druckerzeuger und einem Innenbehälter, wobei der Innenbehälter innerhalb des Druckgefäßes im Abstand zu diesem angeordnet ist und der Reaktorkern und der Wärmeaustauscher innerhalb des Druckgefäßes liegen, dadurch gekennzeichnet, daß der Primärkühlwasserkreis (22, 24, 32, 42) einen Hauptabschnitt (22, 24) und einen Sekundärabschnitt (32, 42) umfaßt, daß der Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) liegt, daß der Sekundärabschnitt (32, 42) des Primärkühlwasserkreises in dem Raum (32) zwischen dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) liegt, daß der Innenbehälter (14) wenigstens eine Öffnung (15) in seinem oberen Bereich aufweist, um den Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) mit dem Sekundärabschnitt (32, 42) des Primärkühlwasserkreises zwischen dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) über dem inneren Behälter (14) zu verbinden, damit Primärkühlwasser dazwischen strömen kann und eine Dampfströmung vom Dampfraum (42) nach dem Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises unterbunden wird.
2. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, bei welchem die eine Öffnung (15) im Innenbehälter (14) so dimensioniert, angeordnet und ausgebildet ist, daß kein Dampf aus dem Dampfraum (42) des Druckerzeugers in den Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises im Innenbehälter (14) gelangen kann, wenn im Betrieb die Längsachse (100) des Druckwasserreaktors von einer Normalstellung, in der die Längsachse (100) des Druckwasserreaktors im wesentlichen vertikal steht und die Öffnung (15) des Innenbehälters (14) im oberen Bereich des Innenbehälters (14) liegt, in eine anomale Stellung versetzt wird, in der die Längsachse (100) des Druckwasserreaktors in einem Winkel gegenüber der Vertikalrichtung angestellt ist, oder in eine anomale Stellung, in der die Längsachse (100) des wassergekühlten Kernreaktors im wesentlichen vertikal liegt, aber die Öffnung (15) im Innenbehälter (14) im unteren Bereich des Innenbehälters (14) liegt.
3. Druckwassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Innenbehälter (14) koaxial zu dem Druckgefäß (12) angeordnet ist und daß die Öffnung (15) in dem Innenbehälter (14) koaxial zur Längsachse (100) des druckwassergekühlten Kernreaktors liegt.
4. Druckwassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Druckwasserreaktor ein integraler Kernreaktor ist und der Dampfraum (42) im Sekundärabschnitt (32, 42) des Primärkühlwasserkreises einen Druckdampfraum bildet.
5. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Druckerzeuger integral in das Druckgefäß eingebaut oder getrennt von diesem ist.
6. Integraler Druckwasserreaktor mit einem Druckgefäß, mit einem Reaktorkern, mit einem Primärkühlwasserkreis, mit wenigstens einem Wärmeaustauscher, mit einem Druckerzeuger und mit einem inneren Behälter, der innerhalb des Druckgefäßes im Abstand zu diesem angeordnet ist, und mit einem Reaktorkern und mit wenigstens einem Wärmeaustauscher, der innerhalb des Innenbehälters liegt, dadurch gekennzeichnet, daß der Primärkühlwasserkreis (22, 24, 32, 42) einen Hauptabschnitt (22, 24) und einen Sekundärabschnitt (32, 42) aufweist, wobei der Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises innerhalb des Innenbehälters (14) liegt, daß der Sekundärabschnitt (32, 42) des Primärkühlwasserkreises im Raum (32) zwiscben dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) liegt, daß der Innenbehälter (14) wenigstens eine Öffnung (15) im oberen Bereich aufweist, um den Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises mit dem Innenbehälter (14) zu verbinden, wobei der Sekundärabschnitt (32, 42) des Primärkühlwasserkreises zwischen dem Druckgefäß (12) und dem Innenbehälter (14) eine Strömung von Primärkühlwasser dazwischen zuläßt, daß die eine Öffnung (15) im Innenbehälter (14) so dimensioniert, angeordnet und ausgebildet ist, daß ein Dampfübertritt vom Dampfraum (42) des Druckerzeugers in den Hauptabschnitt (22, 24) des Primärkühlwasserkreises im Innenbehälter (14) verhindert wird, wenn im Betrieb die Längsachse (100) des integralen Druckwasserreaktors aus der Normallage, in der die Längsachse (100) des integralen Druckwasserreaktors im wesentlichen vertikal steht, in eine anomale Stellung überführt wird, in der die Längsachse (100) des integralen Druckwasserreaktors in einem Winkel gegenüber der Vertikalrichtung angestellt ist, oder in eine anomale Stellung gelangt, in der die Längsachse (100) des integralen Druckwasserreaktors vertikal steht, aber der Innenbehälter (14) so versetzt ist, daß die Öffnung (15) des Innenbehälters (14) in einem unteren Bereich des Innenbehälters (14) liegt, wodurch der Innenbehälter (14) die Primärwasserkühlung um den Reaktorkern (16) aufrechterhält.
7. Integraler Druckwasserreaktor nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Innenbehälter (14) koaxial zu dem Druckgefäß (12) angeordnet ist und die Öffnung (15) im Innenbehälter (14) koaxial zur Längsachse (100) des integralen Druckwasserreaktors liegt.
8. Schiff, dadurch gekennzeichnet, daß es mit einem Druckwasserreaktor nach Anspruch 6 ausgerüstet ist.
DE3917940A 1988-06-13 1989-06-01 Wassergekuehlter kernreaktor Withdrawn DE3917940A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB8813916A GB2219686B (en) 1988-06-13 1988-06-13 Water cooled nuclear reactors

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE3917940A1 true DE3917940A1 (de) 1989-12-14

Family

ID=10638530

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE3917940A Withdrawn DE3917940A1 (de) 1988-06-13 1989-06-01 Wassergekuehlter kernreaktor

Country Status (6)

Country Link
US (1) US5045274A (de)
JP (1) JPH0238893A (de)
CA (1) CA1312969C (de)
DE (1) DE3917940A1 (de)
FR (1) FR2646954B1 (de)
GB (1) GB2219686B (de)

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6795518B1 (en) * 2001-03-09 2004-09-21 Westinghouse Electric Company Llc Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
JP2003028975A (ja) * 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
FR2832846B1 (fr) * 2001-11-26 2005-12-09 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire compact a eau sous pression
US20090283007A1 (en) * 2008-05-14 2009-11-19 William Gregory Taylor Nuclear locomotive
US9177674B2 (en) * 2010-09-27 2015-11-03 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor
US9394908B2 (en) * 2011-05-17 2016-07-19 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control
US9583221B2 (en) 2011-06-15 2017-02-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor
US9593684B2 (en) * 2011-07-28 2017-03-14 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
US9336908B2 (en) 2011-10-26 2016-05-10 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control
US20130301790A1 (en) * 2012-04-16 2013-11-14 Babcock & Wilcox Power Generation Group, Inc. Pressurized water reactor with reactor coolant pump system inlcuding jet pumps
US9728281B2 (en) 2012-04-17 2017-08-08 Bwxt Mpower, Inc. Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor
US9620252B2 (en) 2012-04-17 2017-04-11 Bwxt Mpower, Inc. Island mode for nuclear power plant
US10529457B2 (en) 2012-04-17 2020-01-07 Bwxt Mpower, Inc. Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor
US11373768B2 (en) 2013-03-12 2022-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow
CN105431908B (zh) 2013-03-15 2017-09-22 BWXT m动力股份有限公司 用于长期反应堆冷却的无源技术
US9779840B2 (en) 2013-10-28 2017-10-03 Bwxt Mpower, Inc. PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel
US9997262B2 (en) 2013-12-26 2018-06-12 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet
US9805833B2 (en) 2014-01-06 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Passively initiated depressurization valve for light water reactor

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1051136A (de) * 1962-09-07
GB1007207A (en) * 1963-10-11 1965-10-13 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor
FR1448368A (fr) * 1965-03-12 1966-08-05 Atomenergi Ab Réacteur nucléaire avec récipient sous pression en béton précontraint
SE366139B (de) * 1965-03-12 1974-04-08 Atomenergi Ab
GB1252943A (de) * 1967-12-04 1971-11-10
DE1684936C3 (de) * 1967-12-29 1974-05-09 Siemens Ag, 1000 Berlin U. 8000 Muenchen Kernreaktordruckkessel
US3578564A (en) * 1968-10-31 1971-05-11 Combustion Eng Double container reactor vessel
US3711371A (en) * 1971-01-06 1973-01-16 Consolidated Edison Co Nuclear reactor vessel structure
FR2500676A1 (fr) * 1981-02-24 1982-08-27 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau
SE435432B (sv) * 1981-03-30 1984-09-24 Asea Atom Ab Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten
US4576782A (en) * 1983-10-19 1986-03-18 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor loss of coolant protection system
CH664037A5 (de) * 1984-07-17 1988-01-29 Sulzer Ag Anlage mit einem nuklearen heizreaktor.
US4759899A (en) * 1984-08-29 1988-07-26 Ga Technologies Inc. Reactor with natural convection backup cooling system
FR2599179B1 (fr) * 1986-05-22 1988-07-22 Commissariat Energie Atomique Petit reacteur nucleaire a eau pressurisee et a circulation naturelle
US4702879A (en) * 1986-06-11 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with passive safety system

Also Published As

Publication number Publication date
GB2219686A (en) 1989-12-13
FR2646954B1 (fr) 1993-10-15
JPH0238893A (ja) 1990-02-08
US5045274A (en) 1991-09-03
GB8813916D0 (en) 1988-12-14
CA1312969C (en) 1993-01-19
GB2219686B (en) 1993-01-06
FR2646954A1 (fr) 1990-11-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3917940A1 (de) Wassergekuehlter kernreaktor
DE68925855T2 (de) Druckwasserkernreaktor mit intrinsischer Sicherheit
DE3911439A1 (de) Wassergekuehlter kernreaktor und druckerzeuger
DE2432131A1 (de) Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor
DE3210745A1 (de) Reaktoranlage
DE69010977T2 (de) Indirektes passives Kühlsystem für Kernreaktoren mit Flüssigmetallkühlung.
DE1904200C3 (de) Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Leistungs-Brutreaktor
DE1225314B (de) Atomkernreaktor mit zwei verschiedenen Druckzonen
DE2321179A1 (de) Kernreaktor
DE1957701A1 (de) Steuersystem fuer Kernreaktoren
DE2647458A1 (de) Anordnung zur kuehlung von befestigungsmitteln in fluessigkeitsgekuehlten kernreaktoren
DE3526035A1 (de) Kuehlmittel-rezirkulationssystem fuer einen kernreaktor
DE69303967T2 (de) Einrichtung zur Nachwärmeabfuhr des Kerns eines Druckwasserkernreaktors
DE69937489T2 (de) Kühlsystem für einen kernreaktor
DE2227895A1 (de) Druckwasser-Atomreaktor
DE2625543C3 (de) Reaktoranlage
DE2713260A1 (de) Kernreaktor mit schnellen neutronen
DE1464939B1 (de) Gasgekühlter Atomkernreaktor
DE1576867B2 (de) Im Kuhlmittelstrom eines Kernreaktors angeordneter Dampferzeuger
DE2446090C3 (de) Druckwasserreaktor
DE3446141C2 (de)
DE2316066A1 (de) Kernreaktor, insbes. druckwasserreaktor
EP3984046B1 (de) Reaktordruckbehälterkühlsystem
DE1137810B (de) Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen
DE2518851A1 (de) Kernreaktor

Legal Events

Date Code Title Description
8139 Disposal/non-payment of the annual fee