DE4433032C1 - Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors - Google Patents
Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des KernreaktorsInfo
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- DE4433032C1 DE4433032C1 DE4433032A DE4433032A DE4433032C1 DE 4433032 C1 DE4433032 C1 DE 4433032C1 DE 4433032 A DE4433032 A DE 4433032A DE 4433032 A DE4433032 A DE 4433032A DE 4433032 C1 DE4433032 C1 DE 4433032C1
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Description
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor mit in
einem Druckbehälter befindlichen Reaktorcore mit in
Wasser als Kühlmittel und Moderator befindlichen Brenn
elementen, mit das Reaktorcore umgebendem, mit Wasser
gefülltem Reflektorspalt und mit einer Einrichtung zum
Einfüllen des Wassers in Reflektor und Core, z. B. be
kannt aus "W. Oldekop, Druckwasserreaktoren für Kern
kraftwerke, Thiemig Taschenbücher, Bd. 51, 2. Aufl.
1974" sowie aus "Dieter Smidt, Reaktortechnik, Bd. 2,
G. Bram, Karlsruhe 1976". Ferner bezieht sich die Erfindung
auf ein Verfahren zum Betreiben eines solchen Kernreaktors.
Derartige Kernreaktoren werden üblicherweise als Druck-
und Siedewasserreaktoren im Batch-Betrieb gefahren,
d. h. bei jeder Beladung wird eine überkritische Menge
an nuklearem Brennstoff eingefüllt, die Überkritikali
tät durch Neutronengifte kompensiert und diese während
der Abbrennphase durch Abbrennen und/oder Entfernen re
duziert, bis eine neue Beladung notwendig wird.
Abgesehen davon, daß ein solches Verfahren der Neutro
nenökonomie nicht dienlich ist - die im Gift absorbier
ten Neutronen könnten sonst zum Brüten und damit zur
Erhöhung des Abbrandes und der besseren Ausnutzung des
Brennstoffes benutzt werden - erwächst aus einer sol
chen Überschußreaktivität ein zusätzliches Gefahren
potential, zumindest unter dem Gesichtspunkt hypotheti
scher Unfallszenarien.
Daß ein Reaktorbetrieb ohne wesentliche Überschußreak
tivität möglich ist, zeigt außer den Reaktoren des CAN-
DU-Typs der Kugelhaufen-HTR in den Betriebsweisen
MEDUL (Mehrfachdurchlauf),
OTTO (Once through then out),
Peu-a-PEU (kleines Erstcore in gro ßer Kaverne, die peu-a- peu mit fortschreitendem Abbrand aufgefüllt wird).
MEDUL (Mehrfachdurchlauf),
OTTO (Once through then out),
Peu-a-PEU (kleines Erstcore in gro ßer Kaverne, die peu-a- peu mit fortschreitendem Abbrand aufgefüllt wird).
Eine direkte Übertragung des Prinzips von unter Last
zugeführtem Brennstoff, z. B. als Brennelementkugeln auf
gängige Wasserreaktoren, würde aufwendige Problemlösun
gen erfordern, da z. B. zwischen Kugeln ein zu großes
Wasservolumen zu einer Übermoderation führt und eine
solche mit einem positiven Void-Koeffizienten zu kata
strophalen Leistungsexkursionen führen kann.
Katastrophenfreie Kernenergie setzt den sicheren Ein
schluß aller radioaktiven Stoffe, insbesondere der
Spalt- und Brutstoffe, voraus, am besten im Brenn
element selbst. Es ist beispielsweise aus DE 42 27 795
AI bekannt, zu diesem Zweck Brennstoffpartikel mit ei
ner Schicht aus Zirkoncarbid zu umhüllen. Ein sicherer
Einschluß kann nur bei hinreichend niedrigen Temperatu
ren geschehen. Die Beherrschung der Nachwärme im Kühl
mittelverluststörfall (LOCA = Loss of Coolant Accident)
und die Vermeidung von Unfallsituationen, bei denen es
zu großen Reaktivitätsfreisetzungen mit entsprechenden
Leistungsexkursionen kommen kann, sind also notwendige
Voraussetzungen für eine katastrophenfreie Kernenergie.
Beide Voraussetzungen kann der Kugelhaufen-HTR weitest
gehend erfüllen:
- 1. Die kontinuierliche Beladung unter Last vermeidet weitgehend das Vorhandensein von Überschußreaktivi tät;
- 2. der dispergierte Brennstoff in den Coated Particles weist selbst bei den gegenüber üblichen Wasser reaktoren deutlich höheren Nutztemperaturen wesent lich niedrigere Betriebstemperaturen auf;
- 3. zumindest bei einer Bauweise ähnlich der des MODUL- HTR und bei hinreichend niedriger Leistungsdichte be grenzen die hohen, nicht entfernbaren Wärmekapazitä ten in den Brennelementen, im Reflektor, Kernbehäl ter und Druckbehälter sowie die Wärmestrahlung und -leitung zum Flächenkühler hin den Temperaturanstieg aus der Nachwärmeproduktion bei Kühlmittelverlust soweit, daß 1600°C, die Temperatur, bis zu der keine wesentliche Spaltproduktfreisetzung aus den Coated Particles stattfindet, nicht überschritten wird.
Es ist Aufgabe der Erfindung, einen wassergekühlten
Reaktor der eingangs bezeichneten Art zu konzipieren,
der zwar im Batchbetrieb gefahren wird, der aber trotz
dem keine Überschußreaktivität durch freisetzbare
Neutronengifte bindet und damit eine der genannten Vor
aussetzungen für katastrophenfreie Kernenergie erfüllt.
Der Reaktor soll ermöglichen, daß - ggf. in weiterer
Ausgestaltung - auch die Nachzerfallswärme bei hinrei
chend niedriger Brennelementtemperatur nur aufgrund
physikalischer Gesetze passiv sicher abgeführt wird.
Eine Fehlbedienung im Leistungsbetrieb soll nahezu aus
geschlossen und der Reaktor gegenüber hypothetischen
Störfällen weitestgehend unempfindlich sein.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst,
- - daß das Verhältnis von Höhe zu Durchmesser des Reaktorcores einen Wert von 1,5 : 1 nicht un terschreitet,
- - daß die Brennelemente blockförmig sind und Kühlkanäle aufweisen,
- - daß die Brennelemente aus keramischem Material bestehen,
- - daß der Brennstoff sich in Form von Coated Particles in den Brennelementen befindet,
- - daß die Einrichtung zum Einfüllen des Wassers Ventile aufweist, die den Druck im System be schränken bzw. bei Druckanstieg Wasser ablas sen,
- - daß eine Einrichtung vorgesehen ist, die zur Regelung der Reaktivität den Wasserstand im Reaktor-Druckbehälter variiert.
Dabei ist zweckmäßig, daß die Kernbrennstoff enthal
tende Region (Corezone) von ihrer Umgebung durch einen
Spalt bzw. eine Zone mit großem Lückenvolumenanteil
getrennt ist, der bei Wasserfüllung die Funktion eines
Reflektors (Reflektorspalt) übernimmt.
Außerdem sollte zwischen Reflektorspalt und Umgebung
zumindest zum Behälter hin eine Schicht aus stark neu
tronenabsorbierendem Material angeordnet sein.
Der erfindungsgemäße Kernreaktor ist somit gekennzeich
net durch ein in vertikaler Richtung langgestrecktes
Core, aufgebaut aus blockförmigen, keramischen Brenn
elementen, durchsetzt von Kühlkanälen und ggf. anderen
Kanälen (z. B. für Neutronenquelle, Instrumentierung
u.ä.). Die Corezone ist umgeben von einem
Reflektorspalt, in dem ein variabler Wasserstand die
Kritikalitätsregelung übernimmt. Das Core ist ferner
von einer keramischen und/oder metallischen Abschirmung
mit starker Neutronenabsorption umgeben, ggf. zur
besseren thermischen Isolation mit weiteren (engen)
Spalten durchsetzt und nach außen hin begrenzt. Das
Ganze ist im Druckbehälter untergebracht.
Der Druckbehälter ist ausgestattet
- - mit den für die Erst- sowie für Wiederbeladungen notwendigen verschraubten Öffnungen,
- - mit Durchführungen für eine Schutzgasbefüllung und für deren Abzug,
- - mit Auslaßöffnung(en) für Dampf bzw. für die sekun därseitigen Leitungen von im Behälter integrierten Dampferzeugern/Wärmetauschern,
- - mit einer Leitung für die Zu- und Abfuhr von Leicht- oder Schwerwasser in den Primärkreis, die mit Berst scheibe(n), Sicherheitsventil(en) und anderen Druck regelungsventilen, die bei Erreichen eines bestimm ten Druckes nach Art von Sicherheitsventilen eine beschränkte Wassermenge bzw. nach Art von Berst scheiben alles Wasser entfernen, versehen ist, so daß ein ggf. auftretender Überdruck über diese abge baut wird bzw. eine Entleerung oder Moderatorvermin derung eingeleitet werden kann.
Um sicherzustellen, daß ein auftretender Überdruck nur
am unteren Behälterende abgebaut werden kann, sollte
der Behälter in berstsicherer Weise (verspannt) ausge
führt sein und alle Durchführungen nach Möglichkeit im
unteren Behälterbereich liegen.
Die Auslegung des Reaktors sollte nach folgenden Krite
rien erfolgen:
- - Moderationsoptimum (höchster Neutronenmultiplikationsfaktor, höchster Eigenwert) bei voller Flutung des Behälters (insbesondere aller Hohlräume (Kühlkanäle) im Core und Reflektorspalt), dabei Eigenwert möglichst groß;
- - Eigenwert kleiner, aber noch möglichst groß bei Dampffüllung der Kühlkanäle in den Brennelementen und bei Flutung des restlichen Behälters;
- - Eigenwert unter 1 bei Füllung mit Sattdampf bei je der Temperatur;
- - Eigenwert deutlich unter 1 im trockenen Zustand bzw. unter Schutzgasfüllung. Hierfür ist eine Einrichtung zum Einfüllen des Schutzgases in den oberen Bereich des Cores und zum Abziehen des Schutzgases vorgese hen.
Dann gibt es stets eine Füllhöhe, bei der Kritikalität
erreicht wird.
Die Betriebsweise des Reaktors ist wie folgt gekenn
zeichnet:
- - Die Wassermenge im Primärkreis wird auf die notwen dige Menge beschränkt und kann nur durch aktive Maß nahmen erhöht werden;
- - Aufbau und Auslegung ermöglichen einen Batchbetrieb, bei dem eine Überschußreaktivität dadurch vermieden wird, daß eine Füllung mit Moderator nur bis zur Kritikalität erfolgt und Kritikalität nicht durch entfernbare Neutronengifte gebunden werden muß;
- - der Betriebsdruck (= Partialdrücke des Schutzgases + des Dampfes) ist immer nahe am Ansprechdruck der Druckregelungsventile zu halten;
- - eine Erhöhung des Eigenwertes bei Lastwechsel oder bei Störfällen führt zu Temperatur- und damit zu einem Druckanstieg in der Gasphase und wird durch Druckregelungsventile bzw. bei deren Versagen durch Sicherheitsventile bzw. Berstscheiben automatisch ausgeglichen;
- - ein Absinken des Eigenwertes unter 1 bei Lastwech selvorgängen oder durch zunehmenden Abbrand ist durch eine Erhöhung der Wassermenge im Primärkreis aktiv auszugleichen;
- - mit fortschreitendem Abbrand und zum Reaktivitäts ausgleich steigender Moderatorfüllhöhe wandert die aktive Corezone nach oben, wobei die unteren abge brannten Bereiche einen abnehmenden Anteil an der Wärmeproduktion leisten, der durch eine Abhängigkeit des Spaltstoffs von der Höhe beeinflußt werden kann.
Die angestrebte Standzeit zwischen den Wiederbela
dungen bestimmt das Verhältnis von kritischer Füll
höhe im Erstcore zur Gesamthöhe der Anordnung und
die axiale Brennstoffverteilung.
Um den Bedingungen einer katastrophenfreien Betriebs
weise zu genügen, ist der Reaktorbehälter in einer Be
tonzelle mit einem Flächenkühler unterzubringen.
Ferner sind hinreichend kurze Leitungswege
(Coredimensionen) für die Wärmeabfuhr durch Strahlung
und Leitung der Flächenkühler bzw. bei dessen Ausfall
zum umgebenden Beton der Reaktorzelle vorzusehen. Zur
Vermeidung des LOCA-Temperaturpeaks im Corezentrum ist
eine weitere Verkleinerung der Leitungswege und Ein
bringen zusätzlicher Wärmekapazität durch Stützelemente
im Zentrum mit Häufung der Brennelemente an der Core
peripherie (Corezone) zweckmäßig. Dies kann durch ein
Ringcore, unter dem Aspekt einer Dampfüberhitzung auch
durch ein doppeltes Ringcore mit Zwischenreflektor er
reicht werden.
Zur nuklearen Abgrenzung der Corezone von den inneren
Stützelementen (Mittelsäule) ist eine Zone mit hohem
Lückenanteil bzw. großen Kühlkanälen als ein innerer
Reflektor vorzusehen.
Außerdem ist eine hinreichend niedrige maximale Lei
stungsdichte zu wählen, deren Nachwärme im Inneren ge
speichert und zum Flächenkühler, bzw. bei dessen Versa
gen zum umgebenden Beton durch Leitung und Strahlung
transportiert werden kann, ohne daß 1600°C in den
Coated Particles überschritten werden.
Die angestrebte Leistung (Voll-Last) ist einmal durch
den Wärmeübergang ans Kühlmittel und die maximale
Brennstofftemperatur im Betrieb und zum anderen, im
Hinblick auf Katastrophenfreiheit im wesentlichen,
durch die Möglichkeiten der Nachwärmespeicherung
und -abfuhr bei LOCA begrenzt.
Um sicherzustellen, daß der Reaktor nicht mit überhöh
ter Leistung betrieben wird, sollte die Leistungsabgabe
begrenzt werden, z. B. durch eine Beschränkung der Spei
sewasserpumpenleistung.
In weiterer Ausgestaltung des Reaktors gemäß der Erfin
dung kann die Steuerung des Reaktors wesentlich verein
facht werden durch die Verwendung eines Druckaus
gleichsbehälters mit einer kleinen zusätzlichen Wasser
menge unter einem Schutzgaspolster (in den Behälter
eingebaut oder über die Wasserzufuhrleitung mit ihm
verbunden). Hierzu ist ein Steigrohr vorzusehen, das
als mit dem Reaktorcore kommunizierendes Rohr ausgebil
det ist und das mit dem Druckausgleichsbehälter in Ver
bindung steht. Mit dem Druckbehälter können kleine
Reaktivitätsschwankungen automatisch, ohne aktiven Ein
griff ausgeglichen werden. Es ist jedoch zu beachten,
daß hiermit eine Reaktivitätsreserve eingebracht wird,
die in Störfallsituationen spontan freigesetzt werden
könnte; sie sollte aus diesem Grunde klein gehalten
werden.
Der Reaktor ist in der Lage, überhitzten Dampf zu er
zeugen, denn im Leistungsbetrieb wird dem Wasser in den
Brennelementkühlkanälen mehr Energie zugeführt als im
Reflektorspalt. Bei Drosselung der Wasserzufuhr zu die
sen Kanälen wird die Wasseroberfläche in ihnen niedri
ger liegen und in einem Teil der aktiven Zone der unten
entstandene Dampf überhitzt. Zur Vermeidung von Unter
moderation durch fehlenden Moderator in einer breiteren
Corezone kann diese durch zusätzliche innere Reflektor
spalte aufgelockert sein. Um den überhitzten Dampf vom
Druckbehälter fernzuhalten, ist es sinnvoll, den äuße
ren Teil der Abschirmung als Kernbehälter, d. h. als
oben gasdicht geschlossene, unten offene metallische
Umhüllung, ggf. mit zusätzlicher Außen- und/oder In
nenisolierung, auszubilden. Der Kernbehälter befindet
sich innerhalb des Reaktordruckbehälters und ist von
diesem durch einen Spalt getrennt. Dieser Spalt zwi
schen diesem Kernbehälter und dem Druckbehälter eignet
sich als Druckausgleichsbehälter, wenn in ihm eine
Schutzgasfüllung den Wasserstand auf der gewünschten
Höhe hält.
Die Schutzgasfüllung im Spalt sorgt außerdem für eine
niedrigere Wärmeübertragung an den Druckbehälter als
bei Wasserfüllung und schützt ihn thermisch besser.
Die selbsttätigen Regelungseigenschaften des erfindungs
gemäßen Reaktors wirken über die Gasphase oberhalb der
aktiven Zone. Es ist deshalb sinnvoll, sowohl die Wär
meproduktion als auch deren Abnahme über diese Gasphase
laufen zu lassen, um diese Kopplung intensiv zu gestal
ten. Dazu eignet sich der Typ des Siedewasserreaktors
am besten.
Bezüglich der Bauart kann der Reaktor auf zwei Weisen
realisiert werden:
- 1. Primärkreis mit externer (außerhalb des Druckbehäl
ters liegender) Wärmesenke und kontinuierlicher
Frischwasserrückführung durch eine Speisewasserpumpe
(Zwangsumlauf) (entsprechend Fig. 1) z. B. als
- Einkreisanlage oder mit
- externem Dampferzeuger/Wärmetauscher. - 2. Primärkreis mit gravitationsgetriebener Zirkulation zwischen Wärmequelle (aktiver Teil des Cores) und -senke (Dampferzeuger/Wärmetauscher) (entsprechend Fig. 2). In diesem Falle ist im oberen Bereich des Behälterinneren ein Wärmetauscher vorgesehen.
Die erste Bauart liegt näher am konventionellen Siede
wasserbetrieb. Sie hat den Vorteil, daß ein hoher Wir
kungsgrad erzielt werden kann.
Bei der zweiten Bauart ist die notwendige und zulässige
Moderatormenge im Druckbehälter eingeschlossen. Nur zu
deren Veränderung müssen Druckregelungsventile anspre
chen bzw. eine aktive Einspeisung vorgenommen werden.
Diese Bauart bietet vor allem Vorteile, wenn eine
Dampfüberhitzung im Primärkreis vorgenommen werden
soll: Durch Führungsbleche kann ein Durchmischen des
Heißdampfes aus dem Core mit dem weniger überhitzten
bzw. Satt-Dampf aus den Reflektorspalten vermieden und
auch sekundärseitig eine hohe Dampfqualität erreicht
werden.
Alle Abschalteinrichtungen des Reaktors können auf der
Entfernung von Moderator aus dem Core und insbesondere
aus den Reflektorspalten basieren. Dazu gibt es ggf.
voneinander unabhängige Einrichtungen, die sich der
Druckregelungsventile,
Sicherheitsventile bzw. Berstscheiben beim Versagen der ersteren,
Ablaßventile,
aktiver Absaugvorrichtungen oder
Verdrängung durch (neutronenabsorbierende) Gase
bedienen.
Druckregelungsventile,
Sicherheitsventile bzw. Berstscheiben beim Versagen der ersteren,
Ablaßventile,
aktiver Absaugvorrichtungen oder
Verdrängung durch (neutronenabsorbierende) Gase
bedienen.
Zusätzliche Regelstäbe würden wegen langer Fahrwege und
insbesondere durch die für sie erforderlichen Behälter
durchführungen nicht unbedingt zusätzliche Sicherheit
bringen. Sinnvoller scheint - im Gefahrenfall - ein
Einspeisen von vergiftetem, boriertem Wasser, das von
oben her zu geschehen hat und durch seine Druckerhöhung
den Moderator über nach dem Ansprechen nicht mehr
schließende Regelventile bzw. über Berstscheiben ver
drängt. Ein solches Notabschaltsystem kann ohne Ener
gieanforderungen funktionieren, wenn eine hinreichende
Menge solchen Wassers unter einem hinreichenden Gas
druckkissen bereitgestellt wird.
Ohne Wasserfüllung ist der erfindungsgemäße Reaktor
eine unterkritische Anlage. Auch bei Füllung mit durch
die Nachwärme überhitztem Dampf nach einem Wasserver
lust und selbst bei Sattdampffüllung ist Unterkritika
lität gewährleistet.
Der Reaktor ist so auszulegen, daß er jederzeit in den
Zustand der Unterkritikalität überführt werden kann
bzw. sich selbsttätig überführt, wenn es notwendig
wird, und daß er auch in diesem Zustand mit der Nach
wärmeproduktion fertig wird.
Das Anfahren des Reaktors bedarf besonderer Maßnahmen.
Es geht um den Übergang aus dem unterkritischen Aus
gangszustand, der drucklos ist, oder aus einem Zustand,
dessen Druck wegen fehlender Leistung und Verdampfung
unter dem Betriebsdruck liegt, zu einem Zustand mit
kritischer Wasserfüllung.
Bei der Inbetriebnahme und beim Anfahren nach einer Ab
schaltung ist zur Vermeidung einer Überkritikalität
eine Neutronenquelle notwendig. Damit diese voll wirk
sam ist, muß sie in der Nähe des Flußmaximums sein. Bei
wechselndem Abbrand und damit notwendiger wechselnder
Füllhöhe muß die Quelle deshalb in der Höhe verstellbar
sein. Dies kann z. B. dadurch sichergestellt werden, daß
die Neutronenquelle in einem Schwimmkörper unterge
bracht wird, der sie immer in der Nähe der aktiven Zone
hält.
Vor dem Einfüllen des Wassers ist der Behälter mit ei
nem Schutzgas auf den Auslösedruck der Druckregelungs
ventile zu füllen. Auf diese Weise wird außerdem er
reicht, daß der Isolierspalt zwischen Kern- und
Druckbehälter gasgefüllt bleibt und den Druckbehälter
später thermisch schützt.
Ein Wassereinfüllen ist dann nur bei gleichzeitigem
Entfernen von Schutzgas möglich. Das Einfüllen könnte
also in der Weise geschehen, daß die Speisewasserpumpe
bei ansprechenden Druckregelungsventilen läuft und die
Füllhöhe durch vorsichtige Gasentnahme erhöht wird.
Das Einfüllen hat mit hinreichend häufigen Messungen
der Unterkritikalität zu erfolgen, damit eine Überkri
tikalität durch einen zu hohen Wasserstand sicher ver
mieden wird.
Sollte beim Anfahren die kritische Wasserfüllung trotz
dem überfahren werden, so könnte der dann gebildete
Dampf einen weiteren positiven Reaktivitätsbeitrag lie
fern. Dies wird durch den Druck der Gasfüllung gemil
dert: eine Druckerhöhung durch siedendes Wasser führt
dann wie im Normalbetrieb zu einem sofortigen Anspre
chen der Druckregelungsventile und senkt den Wasser
spiegel automatisch wieder ab.
Das restliche Schutzgas ist nach dem Erreichen der
Kritikalität abzuziehen. Bei einem Primärkreis mit
Zwangsumlauf ist dazu mit nuklearer Leistung Dampf zu
erzeugen, das Dampf-Gasgemisch abzulassen und
Frischwasser nachzupumpen, bis das Schutzgas einen
tolerierbaren Partialdruck unterschreitet.
Bei gravitationsgetriebenem Primärkreis ist am unteren
Ende des Dampferzeugers/Wärmetauschers nach der Konden
sation des Dampfes der Partialdruck des Schutzgases am
größten, es kann hier abgezogen werden.
Erfindungsgemäß wird der Kernreaktor derart betrieben,
daß die Kritikalität über die Füllhöhe der als Modera
tor und Kühlmittel dienenden Flüssigkeit (H₂O, D₂O) ge
regelt wird, indem deren Dampfdruckzunahme bei Lei
stungserhöhung als naturgesetzlich wirkender Regel- und
Abschaltmechanismus genutzt wird.
Im Normalbetrieb wird die Leistungshöhe bei Kritikali
tät durch die abgeführte Wärmemenge bestimmt. Eine
Steigerung der Wärmeabnahme senkt den Druck durch
Dampfentnahme oder Kondensation. Dies wird durch den
hierfür vorgesehenen Druckausgleichsbehälter (oder ak
tiv) durch Wasserzufuhr korrigiert. Ein Ansteigen des
Wasserspiegels bewirkt eine positive Reaktivitätszu
fuhr, führt zu einer Leistungserhöhung und diese zu
einer Erhöhung der Verdampfungsrate mit einem Reaktivi
tätsausgleich durch ein Zurückdrängen der Füllhöhe.
Eine Verringerung der Wärmeabnahme führt immer zu einem
selbsttätigen Regelablauf. Soweit die Druckerhöhung
nicht vom Ausgleichsbehälter aufgefangen werden kann,
wird sie durch die Druckregelungsventile abgebaut.
Diese in gewissen Grenzen selbsttätige Regelung funk
tioniert, solange der Reaktor kritisch bleibt. Nach
einem Lastwechsel verändert sich jedoch die Konzentra
tion von ¹³⁵Xe. Dadurch bedingte Reaktivitätsänderungen
sind durch Wasserstandsänderungen auszugleichen und
liefern eine Beschränkung für die automatisch regelba
ren Teillastmargen. Mit aktiv durchgeführten Korrektu
ren der Füllhöhe und hinreichendem Abstand des Wasser
standes vom oberen Coreende (dem Erreichen des Zielab
brandes) ist jeder Lastwechsel möglich.
Die Leistung wird überwiegend im wassergefüllten Be
reich produziert. Ein kleiner, durch die Annäherung des effektiven Multiplikationsfaktors
keff an 1 unter Dampffüllung festlegbarer Anteil wird
noch oberhalb des Wasserspiegels produziert und kann
zur (zusätzlichen) Verbesserung der Dampfqualität be
nutzt werden. Im oberen Teil der Anlage werden die Neu
tronen wegen der unzureichenden Reflexion durch den
Dampf überwiegend an die absorbierenden Abschirmschich
ten verloren, und die Spaltleistung wird vernachlässig
bar.
Bei fortschreitendem Abbrand sinkt die Zahl der Spal
tungen wegen parasitärer Absorption, bei festem Wasser
stand sinkt deshalb keff, und zum Ausgleich muß der
Wasserstand steigen. Im Laufe der Standzeit wandert so
eine aktive Zone von unten nach oben. Wenn sie oben an
gekommen ist, kann der Reaktor noch mit abnehmender
Leistung (geringere Verdünnung des Wassers durch Dampf
blasen) und geringerer Dampfqualität wiederbetrieben
werden, bevor eine Abschaltung und Neubeladung erfolgen
muß.
Störfallmöglichkeiten sind in erster Linie Druckerhö
hungen und Leckagen.
Druckerhöhungen sind durch hinreichend redundante
Druckregelungs-, Sicherheitsventile und/oder Berst
scheiben auszuschließen.
Kleine Druckschwankungen werden durch die Pufferwirkung
des Druckausgleichsbehälters bzw. des gasgefüllten
Spaltes zwischen Kernbehälter und Druckbehälter ausge
glichen. Eine Erhöhung des Wasserspiegels in diesem
Spalt ist wegen der Neutronenabsorption im thermischen
Schild nicht reaktivitätswirksam.
Darüber hinausgehende Druckabsenkungen können nur bei
Unterkritikalität auftreten.
Anlaß zu Veränderungen der Füllhöhe können außer Bedie
nungsfehlern insbesondere Leckagen sein. Leckagen im
unteren Behälterteil führen zu Wasserverlust, senken
die Füllhöhe und führen zu selbsttätiger, nuklearer Ab
schaltung. Das gleiche gilt für Leckagen an den übrigen
Druckbehälterwänden, wenn der Spalt zwischen dem Kern
behälter und dem Druckbehälter in der beschriebenen
Weise als Druckausgleichspuffer benutzt wird: Das
zunächst abgeblasene Schutzgaspolster läßt das Wasser
in den Spalt steigen und im Core absinken. Wenn die
Leckage entdeckt und der Reaktivitätsverlust nicht
durch eine aktive Bespeisung ausgeglichen wird, schal
tet der Reaktor sich selbsttätig nuklear aus.
Problematischer ist ein Leck in der Heißdampfleitung
bei einem Primärkreis mit Zwangsumlauf. Der Druckver
lust kann bei laufender Bespeisung die Wasserfüllung
erhöhen. Bei dieser Bauweise sollte die Speisewasser
pumpe mechanisch mit der Turbine gekoppelt sein, um bei
abfallender Turbinenleistung auch die Bespeisung zu
mindern.
Leckagen können auch an den Dampferzeugern/Wärme
tauschern zwischen Primär- und Sekundärkreis auftreten.
Ist der Sekundärdruck größer als der Primärdruck, so
ist durch das eindringende Wasser zwar eine positive
Reaktivitätsrampe zu erwarten. Die Druckerhöhung wird
diese aber durch ein Öffnen von Druckregelungsventilen
bzw. von Berstscheiben beenden. Bei umgekehrten
Druckverhältnissen sinkt die Reaktivität durch
Ausdampfen des Primärkreises. Entdeckt werden sollte
diese Leckage spätestens anhand der absinkenden Reakti
vität.
Schwer diagnostizierbar ist eine solche Leckage bei an
nähernd gleichen Drücken in den beiden Kühlkreisen.
Eine Auslegung, bei der dies zutrifft, sollte vermieden
werden, denn beim Auftreten einer anderen Störung
bildet das Vorhandensein einer solchen Leckage eine
andauernde Reaktivitätsreserve.
Bei Wärmetauschern ohne Verdampfung (Heizreaktor) kann
der Sekundärkreis boriert sein.
Andere als durch die Höhe des Wasserspiegels bedingte
Reaktivitätsstörfälle sind kaum vorstellbar. Selbst ein
Herunterfallen von Brennelementen bei Erdbeben könnte
durch Auffangvorrichtungen bzw. Abstützungen im Reflek
torspalt verhindert bzw. in seiner Reaktivitätszufuhr
beschränkt werden. Selbst eine solche würde über einen
Druckaufbau das moderierende Wasser durch Druckrege
lungs-, Sicherheitsventile und/oder Berstscheiben ent
fernen und damit die Leitungsexkursion beschränken und
beenden.
Eine ernsthafte Gefährdung kann lediglich erwachsen,,
wenn der Reaktor über einen längeren Zeitraum hinweg
auf zu hohem Leistungsniveau betrieben wird und bei
einer nachfolgenden (Not-)Abschaltung die
Nachwärmeproduktion die Wärmeabfuhrmöglichkeiten
übersteigt und zu einer Überhitzung der Coated Particles
führt. Auch diese Situation kann konstruktiv vermieden
werden, indem die Speisewasserpumpe des Primär- bzw.
Sekundärkreises in ihrer Fördermenge beschränkt wird.
In der Zeichnung sind Ausführungsbeispiele des Reaktors
gemäß der Erfindung schematisch wiedergegeben und wer
den im folgenden näher erläutert.
Es zeigen:
Fig. 1 einen Reaktor mit Zwangsumlauf des Pri
märkreises (Einkreisanlage oder außer
liegender Wärmetauscher/Dampferzeuger);
Fig. 2 einen Reaktor mit gravitationsgetrie
benem Primärkreis (Mehrkreisanlage).
Fig. 1 zeigt den Reaktor mit dem folgenden vertikalen
zylindrischen Aufbau:
- 1 Ein zentrales Rohr mit einer Abmessung, die zum Abtransport des erzeugten (überhitzten) Dampfes ausreicht, aus hochwarmfester, nickel freier Legierung, das außerdem zur mechani schen Stabilisierung des Cores dient.
- 2a Eine Schicht zur thermischen Isolierung, zur nuklearen Abschirmung des Zentralrohrs und zum Bereitstellen von Wärmekapazität aus kerami schen, wasserresistenten Stützelementen mit wenigen vertikalen Kühlkanälen. In einem zu sätzlichen Kanal ist eine Neutronenquelle für die Inbetriebnahme in der Höhe verfahrbar (z. B. als Schwimmkörper) unterzubringen. 1 und 2a bilden die Mittelsäule eines Ringcores.
- 3 Eine Schicht aus keramischen, wasserresisten ten Stützelementen mit sehr hohem Anteil an großen Kühlkanälen (innerer Reflektor).
- 4 Eine (dünne) Schicht aus keramischen, wasser resistenten Brennelementen, die den Brennstoff in Form von Coated Particles enthalten. Auf diese Weise wird erreicht, daß Spaltprodukte sicher eingeschlossen bleiben, solange sie nicht über 1600°C erhitzt werden.
Diese Corezone enthält außer dem Brennstoff
vertikale Kühlkanäle.
Die Corezone ist von einer
Leerzone (die ggf. Abstützungen der Corezone
zur nächsten Schicht enthält) umgeben, ihre
Abmessung ist so zu wählen, daß sie nach
Füllung mit Wasser als Reflektor für Neutronen
ausreicht und das Core von der folgenden
- 6 keramischen Abschirmschicht, die starke Neu tronenabsorber enthält, hinreichend entkop pelt. Diese Abschirmschicht ist mit Kühlkanä len durchsetzt. Sie bildet zusammen mit der umgebenden
- 7 Kernbehälterseitenwand den thermischen Schild; sie dienen der nuklearen und thermischen Ab schirmung.
- 8 Nach einem weiteren isolierenden Spalt folgt die
- 9 Seitenwand des berstsicheren Druckbehälters.
- Der Behälter steht in einer
- 10 Reaktorzelle, an deren äußerem Rand
- 11 ein Flächenkühler
- 12 die umgebenden Betonwände vor Aufheizung schützt.
- Oben münden die Zonen 1 bis 6 in einen
- 13a oberen Hohlraum, der sie verbindet. Dieser wird begrenzt durch den
- 14 oben dicht schließenden Deckel des Kernbehäl ters, ggf. mit zusätzlicher Außen- und/oder Innenisolierung, und dieser ist wieder
- 15 durch einen Spalt vom
- 16 Deckel des Druckbehälters isoliert.
Unten führt das Zentralrohr 1 zur Dampfturbine oder zum
Wärmetauscher. Diese Leitung ist ebenso wie der Druck
behälter berstsicher auszuführen.
Die Corezone 4 steht auf einem
- 17 brennstofffreien, keramischen Sockel (mit Kühlkanälen), dieser zusammen mit den Zonen 2, 3, 6 und dem unten offenen Kernbehälter auf
- 18 einem Tragegerüst mit Öffnungen über einem
- 19 unteren Hohlraum, der die Zonen 2 bis 6 und 8 verbindet. In diesen mündet durch den
- 20 Druckbehälterboden
- 21a eine Durchführung für Wasser an der zwischen der Speisewasserpumpe und dem Behälter Druck regelungs-, Sicherheits-, andere Regelventile und Berstscheiben für einen sicheren Abbau von Überdruck über diese Durchführung sorgen.
- 22 Eine weitere Behälterdurchführung zur Befül lung des Druckbehälters mit einem Schutzgas ist in der Weise vorzusehen, daß mit ihr unab hängig vom Wasserstand der isolierende Spalt 8 und ggf. auch der Rest des Behälters mit Gas gefüllt bzw. bis zu einer gewissen Höhe Gas aus dem Spalt entnommen werden kann.
Die Reaktorzelle ist so konstruiert, daß für eine Be-
und Entladung Druckbehälter und Kernbehälter geöffnet
(in Fig. 1 weggelassen) oder nach oben hin gezogen
werden können oder daß alternativ der innere Teil
(Zonen 1 bis 4) zusammen mit dem Druckbehälterboden ab
senkbar sind.
Problematisch bei einer solchen Anlage mit kontinuier
licher Bespeisung des Primärkreises ist die Tatsache,
daß ein großer Teil des Primärkreiswassers außerhalb
des Druckbehälters ist und die Gefahr besteht, daß beim
Hereinpumpen die Füllhöhe verändert wird, insbesondere
falls der Gasdruck durch Leckagen in den außenliegenden
Dampfleitungen sinkt.
Ohne Leckagen ist dies z. B. dadurch zu vermeiden, daß
eine überhöhte Fördermenge wegen des dadurch ansteigen
den Druckes zu einem Ansprechen der entsprechend ausge
legten Druckregelungsventile führt.
Für die Beherrschung größerer Leckagen ist es notwen
dig, die außerhalb des Druckbehälters befindliche Pri
märwassermenge klein zu halten und die Speisepumpenlei
stung durch eine mechanische Kopplung an die Turbinen
leistung beim Absinken des Dampfdrucks zu drosseln.
Fig. 2 zeigt den Reaktor mit dem folgenden, vertikal
zylindrischen Aufbau:
- 2b eine Mittelsäule zum Bereitstellen von Wärme kapazität und mit mechanischen, wasserresi stenten Stützelementen mit wenigen vertikalen Kühlkanälen, durch die das Kondensat des Wär metauschers/Dampferzeugers reaktivitätsunwirk sam nach unten geleitet wird und in dem In strumentierung untergebracht werden kann.
- In einem zusätzlichen Kanal ist eine Neutro nenquelle für die Inbetriebnahme in der Höhe verfahrbar (z. B. als Schwimmkörper) unterzu bringen.
- 3 Eine Schicht aus keramischen, wasserresisten ten Stützelementen mit sehr hohem Anteil an großen Kühlkanälen (innerer Reflektor);
- 4 eine (dünne) Schicht aus keramischen, wasser resistenten Brennelementen, die den Brennstoff in Form von Coated Particles enthalten. Auf diese Weise wird erreicht, daß Spaltprodukte sicher eingeschlossen bleiben, solange sie nicht über 1600°C erhitzt werden. Diese Core zone enthält außer dem Brennstoff vertikale Kühlkanäle.
- Die Corezone ist von einer
- 5 Leerzone (die ggf. Abstützungen der Corezone zur nächsten Schicht enthält) umgeben; ihre Abmessung ist so zu wählen, daß sie nach Fül lung mit Wasser als Reflektor für Neutronen ausreicht und das Core von der folgenden
- 6 keramischen Abschirmschicht, die starke Neu tronenabsorber enthält, hinreichend entkop pelt. Diese Abschirmschicht ist mit Kühlkanä len durchsetzt. Sie bildet zusammen mit der umgebenden
- 7 Kernbehälterseitenwand den thermischen Schild, sie dienen der nuklearen und thermischen Ab schirmung.
- 8 Nach einem weiteren isolierenden Spalt folgt die
- 9 Seitenwand des berstsicheren Druckbehälters.
- Der Behälter steht in einer
- 10 Reaktorzelle, an deren äußerem Rand
- 11 ein Flächenkühler
- 12 die umgebenden Betonwände vor Aufheizung schützt.
- Über den Zonen 1 bis 6 befindet sich ein
- 13b großer oberer Hohlraum, in dem Wärmetau
scher/Dampferzeuger des Sekundärkreises unter
gebracht und durch Leitbleche von den auf stei
genden Dampf-Strähnen abgetrennt sind und in
denen der Dampf bis zur Kondensation abgekühlt
wird. Das Kondensat wird mit Leitblechen in
Kanäle der Mittelsäule und/oder der Abschir
mung geleitet, wo sein Reaktivitätseinfluß
vernachlässigbar ist.
Bei Dampfüberhitzung im Core wird auch die heiße Strähne aus diesem durch Leitbleche an einer höherliegenden Stelle in den Dampferzeu ger geführt.
Der Hohlraum ist nach oben hin begrenzt durch den - 14 oben dicht schließenden Deckel des Kernbehäl ters, ggf. mit zusätzlicher Außen- und/oder Innenisolierung; dieser ist wieder
- 15 durch einen Spalt vom
- 16 Deckel des Druckbehälters isoliert.
- Unten steht die Corezone 4 auf einem
- 17 brennstofffreien, keramischen Sockel (bei Dampfüberhitzung mit verengten Kühlkanälen), dieser zusammen mit den Zonen 2, 3, 6 und dem unten offenen Kernbehälter auf
- 18 einem Tragegerüst mit Öffnungen über einem
- 19 unteren Hohlraum, der die Zonen 2 bis 6 und 8 verbindet. In diesen mündet durch den
- 20 Druckbehälterboden
- 21b eine Durchführung für die Erstbespeisung und das Nachfüllen von Wasser zur Korrektur der Füllhöhe an der zwischen der Pumpe und dem Be hälter Druckregelungs-, Sicherheits-, andere Regelventile und Berstscheiben für einen si cheren Abbau von Überdruck über diese Durch führung sorgen.
- 22 Eine weitere Behälterdurchführung zur Befül lung des Druckausgleichsbehälters mit einem Schutzgas ist in der Weise vorzusehen, daß mit ihr unabhängig vom Wasserstand der isolierende Spalt 8 mit Gas gefüllt bzw. bis zu einer ge wissen Höhe Gas entnommen werden kann.
- 23 Behälterdurchführung mit einer Rohrleitung zu den unteren Dampferzeugerrändern (wo die Kon densation stattfindet) zur Befüllung des Druckbehälters mit einem Schutzgas und zu des sen Entnahme.
- 24 Sekundärseitige Rohrleitungen zum Dampferzeu ger/Wärmetauscher.
Die Reaktorzelle ist so zu konstruieren, daß für eine
Be- und Entladung Druckbehälter und Kernbehälter geöff
net (in Fig. 2 weggelassen) oder nach oben hin gezogen
werden können oder daß alternativ der innere Teil
(Zonen 2 bis 4) zusammen mit dem Druckbehälterboden ab
senkbar sind.
Die Kondensation des Dampfes im Wärmetauscher führt zu
einem starken Auftrieb für den entstehenden Primärdampf
und damit für den Abtransport der bei der Kühlung des
Cores und der durch Neutronenmoderation, Neutronenab
sorption und Gamma-Heating erzeugten Wärme.
Insbesondere bei einer Überhitzung des Dampfes im Core,
wie sie durch eine Drosselung der Kühlwasserzufuhr in
den verengten Kühlkanälen der Zone 17 erreicht werden
kann, ist es möglich, den Reaktor mit niedrigem Druck
zu betreiben und trotzdem hohe Temperaturen zu erzie
len.
So könnte z. B. bei einer Nutzung als Heizreaktor mit
einer sekundärseitigen Speisewassertemperatur von 30°C
selbst bei einem Betriebsdruck von 10⁵ Pa gearbeitet
werden. Für den Dampftransport steht dann eine Druck
differenz von 0,95 10⁵ Pa (bei 60°C Speisewassertemperatur
immer noch 0,8 10⁵ Pa) zur Verfügung, mit der große Dampf
mengen und große Wärmemengen transportiert werden kön
nen.
Eine solche drucklose Anlage erlaubt wesentliche Ver
einfachungen bei der Behälterkonstruktion und vor allem
bei den sicherheitsrelevanten Druckhalteeinrichtungen.
Sie reduzieren sich zu Überlaufeinrichtungen.
Claims (11)
1. Kernreaktor mit in einem Druckbehälter befindli
chen Reaktorcore mit in Wasser als Kühlmittel und
Moderator befindlichen Brennelementen, mit das
Reaktorcore umgebendem, mit Wasser gefülltem Re
flektorspalt und mit einer Einrichtung zum Ein
füllen des Wassers in Reflektor und Core,
dadurch gekennzeichnet,
- - daß das Verhältnis von Höhe zu Durchmesser des Reaktorcores (4) einen Wert von 1,5 : 1 nicht unterschreitet,
- - daß die Brennelemente blockförmig sind und Kühlkanäle aufweisen,
- - daß die Brennelemente aus keramischem Material bestehen,
- - daß der Brennstoff sich in Form von Coated Particles in den Brennelementen befindet,
- - daß die Einrichtung zum Einfüllen des Was sers (21a, 21b) Ventile aufweist, die den Druck im System beschränken bzw. bei Druckan stieg Wasser ablassen,
- - daß eine Einrichtung vorgesehen ist, die zur Regelung der Reaktivität den Wasserstand im Reaktor-Druckbehälter variiert.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Kernbrennstoff enthaltende Region
(Corezone (4)) von ihrer Umgebung durch einen
Spalt bzw. eine Zone mit großem Lückenvolumenan
teil getrennt ist, der bei Wasserfüllung die
Funktion eines Reflektors (Reflektorspalt (3, 5))
übernimmt.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2,
dadurch gekennzeichnet,
daß zwischen Reflektorspalt (3, 5) und Umgebung
zumindest zum Behälter hin eine Schicht aus stark
neutronenabsorbierendem Material (6) angeordnet
ist.
4. Kernreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3,
dadurch gekennzeichnet,
daß eine Einrichtung zum Einfüllen von Schutz
gas (22, 23) in den oberen Bereich des Cores so
wie zum Abziehen des Schutzgases vorgesehen ist.
5. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4,
dadurch gekennzeichnet,
daß das Reaktorcore als Ringcore (4) ausgebildet
ist.
6. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß das Reaktorcore als doppeltes Ringcore mit
Zwischenreflektor ausgebildet ist.
7. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß ein Steigrohr vorgesehen ist, das als mit dem
Reaktorcore kommunizierendes Rohr ausgebildet ist
und mit einem Druckausgleichsbehälter in Verbin
dung steht.
8. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß ein innerhalb des Reaktordruckbehälters (9,
16, 20) befindlicher, von diesem durch einen
Spalt (8, 15) getrennter Kernbehälter (7, 14)
vorgesehen ist.
9. Kernreaktor nach Anspruch 8,
dadurch gekennzeichnet,
daß der Spalt (8, 15) zwischen Reaktordruckbehäl
ter (9, 16, 20) und Kernbehälter (7, 14) als
Druckausgleichsbehälter eingesetzt wird.
10. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß im oberen Bereich des Behälterinneren oder
Kernbehälterinneren (13b) oberhalb des Reaktor
cores ein Wärmetauscher vorgesehen ist.
11. Verfahren zum Betreiben eines Kernreaktors nach
einem der vorhergehenden Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Kritikalität über die Füllhöhe der als
Moderator und Kühlmittel dienenden Flüssigkeit
(H₂O, D₂O) geregelt wird, indem deren Dampfdruck
zunahme bei Leistungserhöhung als naturgesetzlich
wirkender Regel- und Abschaltmechanismus genutzt
wird.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4433032A DE4433032C1 (de) | 1994-09-16 | 1994-09-16 | Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4433032A DE4433032C1 (de) | 1994-09-16 | 1994-09-16 | Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE4433032C1 true DE4433032C1 (de) | 1996-01-04 |
Family
ID=6528394
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE4433032A Expired - Fee Related DE4433032C1 (de) | 1994-09-16 | 1994-09-16 | Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE4433032C1 (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2807563A1 (fr) * | 2000-04-07 | 2001-10-12 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules |
ES2449166A1 (es) * | 2013-05-10 | 2014-03-18 | Universidad Politécnica de Madrid | Reactor nuclear de reflector fundido |
Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1250617A (de) * | 1968-06-28 | 1971-10-20 | ||
DE3215122C1 (de) * | 1982-04-23 | 1983-11-03 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Kernreaktor mit einem flüssigen Kühlmittel |
DE3630853A1 (de) * | 1986-09-10 | 1988-03-17 | Siemens Ag | Kernreaktor, insbesondere nuklearer siedewasser-heizreaktor, mit einem vergiftungssystem zum einspeisen neutronenabsorbierender fluessigkeit |
US4783312A (en) * | 1984-07-25 | 1988-11-08 | Westinghouse Electric Corp. | Radial neutron refelector |
US4851181A (en) * | 1984-11-28 | 1989-07-25 | Hitachi, Ltd. | Light water moderation type nuclear reactor |
DE3814860A1 (de) * | 1988-05-02 | 1989-11-16 | Siemens Ag | Siedewasser-kernreaktor mit natur-umlauf |
DE4117209A1 (de) * | 1991-05-27 | 1992-12-03 | Rudolf Prof Dr Schulten | Nuklearer reaktor mit vollkeramischen brennelementen und heissdampf-waermeuebertragung |
DE4227795A1 (de) * | 1992-08-21 | 1994-02-24 | Siemens Ag | Kernreaktor-Brennstoffelement |
-
1994
- 1994-09-16 DE DE4433032A patent/DE4433032C1/de not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1250617A (de) * | 1968-06-28 | 1971-10-20 | ||
DE3215122C1 (de) * | 1982-04-23 | 1983-11-03 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Kernreaktor mit einem flüssigen Kühlmittel |
US4783312A (en) * | 1984-07-25 | 1988-11-08 | Westinghouse Electric Corp. | Radial neutron refelector |
US4851181A (en) * | 1984-11-28 | 1989-07-25 | Hitachi, Ltd. | Light water moderation type nuclear reactor |
DE3630853A1 (de) * | 1986-09-10 | 1988-03-17 | Siemens Ag | Kernreaktor, insbesondere nuklearer siedewasser-heizreaktor, mit einem vergiftungssystem zum einspeisen neutronenabsorbierender fluessigkeit |
DE3814860A1 (de) * | 1988-05-02 | 1989-11-16 | Siemens Ag | Siedewasser-kernreaktor mit natur-umlauf |
DE4117209A1 (de) * | 1991-05-27 | 1992-12-03 | Rudolf Prof Dr Schulten | Nuklearer reaktor mit vollkeramischen brennelementen und heissdampf-waermeuebertragung |
DE4227795A1 (de) * | 1992-08-21 | 1994-02-24 | Siemens Ag | Kernreaktor-Brennstoffelement |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
OLDEKOP, W.: Druckwasserreaktoren für Kernkraftwerke, Verlag Karl Thiemig, München, 2. Aufl., 1974 * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2807563A1 (fr) * | 2000-04-07 | 2001-10-12 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules |
WO2001078080A1 (fr) * | 2000-04-07 | 2001-10-18 | Framatome Anp | Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules |
ES2449166A1 (es) * | 2013-05-10 | 2014-03-18 | Universidad Politécnica de Madrid | Reactor nuclear de reflector fundido |
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