DE60127449T2 - Kühlsystem - Google Patents

Kühlsystem Download PDF

Info

Publication number
DE60127449T2
DE60127449T2 DE60127449T DE60127449T DE60127449T2 DE 60127449 T2 DE60127449 T2 DE 60127449T2 DE 60127449 T DE60127449 T DE 60127449T DE 60127449 T DE60127449 T DE 60127449T DE 60127449 T2 DE60127449 T2 DE 60127449T2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
coolant
nuclear reactor
plant according
chambers
reactor plant
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.)
Expired - Lifetime
Application number
DE60127449T
Other languages
English (en)
Other versions
DE60127449D1 (de
Inventor
David Richard Nicholls
Ivan Drodskie
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.)
Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Original Assignee
Pebble Bed Modular Reactor Pty 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 Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd filed Critical Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Application granted granted Critical
Publication of DE60127449D1 publication Critical patent/DE60127449D1/de
Publication of DE60127449T2 publication Critical patent/DE60127449T2/de
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Details Of Measuring And Other Instruments (AREA)

Description

  • Diese Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage. Insbesondere betrifft sie ein Kühlsystem. Sie betrifft ebenfalls ein Verfahren zum Aufbauen einer Kernreaktoranlage und ein Verfahren zum Betreiben einer Kernreaktoranlage. Sie betrifft ebenfalls ein Verfahren zum Kühlen einer Kernwärmequelle.
  • In einer Kernreaktoranlage wird oft von einem Kühlmittel Gebrauch gemacht, wie etwa inhibiertem, entmineralisiertem Wasser, um den Reaktor und einen Hohlraum, der innerhalb einer Zitadelle definiert wird, zu kühlen, wobei der Reaktor in dem Hohlraum positioniert ist.
  • Die US-Patentschrift 5,377,242 stellt ein zusätzliches Kühlmittel bereit, um einen Reaktor im Falle eines Kühlmittelverlustes zu fluten. Zu diesem Zwecke sind verschiedene Vorratsbehälter aufeinander folgend in Strömungsverbindung mit dem Reaktor verbunden, um flüssiges Kühlmittel in den Reaktor zuzuführen, wenn Kühlmittel verloren werden sollte. Wenn Kühlmittel verloren wird, wird Kühlmittel von einem der Vorratsbehälter durch eine oder mehrere Einspritzdüsen in einen ringförmigen Hohlraum, der den Reaktor umgibt, zugeführt. Das Wasser wird dann von einem unteren Rand des ringförmigen Hohlraums abgelassen, von wo es nach oben durch das Innenteil fließt, um Notkühlung bereitzustellen. Im Gegensatz dazu sieht die vorliegende beanspruchte Erfindung geschlossene Kühlkreisläufe vor, wobei das Kühlmittel von dem Reaktor getrennt gehalten wird.
  • Gemäß einem Aspekt der Erfindung ist eine Kernreaktoranlage nach Anspruch 1 vorgesehen.
  • Demgemäß kann das Kühlsystem, zugehörig zu jedem Kühlmittelkammergerätesatz, einen Eintrittssammler und einen Austrittssammler aufweisen, mit denen die Eintrittsrohre, beziehungsweise die Austrittsrohre in Strömungsverbindung verbunden sind.
  • In einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung weist das Kühlsystem drei Gerätesätze von Kühlmittelkammern auf, von denen jeder seinen zugehörigen Eintrittssammler und Austrittssammler aufweist, mit welchen die Kühlmittelkammern eines zugehörigen Gerätesatzes in Strömungsverbindung verbunden sind.
  • Jede Kühlmittelkammer kann kreisförmig-zylindrisch über mindestens einen Teil ihrer Länge sein, und einen Eintritt, einen Austritt und einen Durchmesser von mindestens 250 mm aufweisen.
  • Vorzugsweise weist jede Kühlmittelkammer einen Durchmesser von ungefähr 600 mm auf.
  • In einer Ausführungsform der Erfindung kann die Wärmequelle ein Kernreaktor sein.
  • In einer weiteren Ausführungsform der Erfindung kann die Wärmequelle eine Kernbrennelementlagereinrichtung sein, in der abgebrannte Kernreaktorbrennelemente gelagert werden.
  • Mit „passiver Betriebsart" ist gemeint, dass es keinen Kühlwasserkreislauf zu oder von den Kühlmittelkammern gibt, und Kühlen von dem thermischen Fassungsvermögen des Kühlwassers abhängig ist, das in den Kühlmittelkammern enthalten ist. Diese Anordnung fördert den sicheren Betrieb der Anlage selbst unter abnormalen Betriebsbedingungen durch das Vorsehen von passender Kühlung selbst für den Fall eines Pumpenausfalls.
  • Das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern kann ausreichend groß sein, dass in einer passiven Betriebsart die Temperatur eines Kühlwassers in den Kühlmittelkammern für bis zu 24 Stunden unter dem Siedepunkt bleibt. Es wird angenommen, dass dies ausreichend Zeit bereitstellt, um einer Instandhaltungsgruppe zu erlauben, die meisten Reparaturen, die erforderlich sein könnten, auszuführen.
  • Vorzugsweise wird das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern derart gewählt, dass in einer passiven Betriebsart ein Kühlwasser, das in den Kühlmittelkammern enthalten ist, eine maximale Temperatur von ungefähr 80°C nach 24 Stunden erreicht. Das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern kann ungefähr 200 m3 betragen.
  • Die Wärmequelle kann ein Kernreaktor sein, wobei die Anlage ein Gehäuse aufweist, das eine Kammer definiert, in der der Reaktor untergebracht ist, und wobei die Kühlmittelkammern in einem ringförmigen Raum, der innerhalb der Kammer definiert ist, zwischen dem Reaktor und einer inneren Fläche des Gehäuses positioniert ist.
  • Das Gehäuse ist normalerweise eine aus Beton gebildete Zitadelle. Die Reaktoranlage kann eine Stütze aufweisen, die an dem Gehäuse befestigt ist, um die Kühlmittelkammern in ihrer Position abzustützen. Die Stütze kann in Form eines Rings gebildet werden, der in den Beton des Gehäuses eingesetzt wird.
  • Die Kühlmittelkammern können durch Stahlbehälter, die hohl sind, eine kreisförmig-zylindrische, im Allgemeinen vertikale, rohrförmige Wand und geschlossene Enden aufweisen, definiert werden. Um die Bildung von Hot Spots auf den Behältern zu vermeiden, kann ein Schild zwischen dem Reaktor und den Behältern vorgesehen werden. Der Schild kann aus Metall, wie etwa Stahl, bestehen und kann eine Dicke von ungefähr 3 mm aufweisen. Der Schild, zusätzlich zu dem Verhindern der Bildung von Hot Spots auf den Behältern, dient dazu, den Reaktor im Falle eines Lecks in einem Bauteil des in der Zitadelle positionierten Kühlsystems vor Wassereindringung zu schützen.
  • Das Kühlsystem kann mindestens zwei und vorzugsweise drei unabhängige Kühlkreisläufe aufweisen, wobei jeder Kreislauf mehrere parallel geschaltete Kühlmittelkammern und Pumpenmittel zum Zirkulieren des Kühlwassers in dem Kreislauf aufweist. Jeder Kühlmittelkreislauf kann einen Eintrittssammler, mit dem der Eintritt jeder Kühlmittelkammer des Kreislaufs verbunden ist und einen Austrittssammler, mit dem der Austritt jeder Kühlmittelkammer des Kreislaufs verbunden ist, aufweisen.
  • In einer Ausführungsform der Erfindung können die Eintritts- und Austrittssammler in dem Gehäuse positioniert werden.
  • In einer weiteren Ausführungsform der Erfindung können die Sammler außerhalb des Gehäuses bereitgestellt werden. In einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung werden die Sammler in einer Ausnehmung in einer äußeren Fläche des Gehäuses positioniert. Diese Anordnung hat den Vorteil, dass mehr Raum innerhalb des Gehäuses vorgesehen wird und die Sicherheit verbessert wird.
  • Jeder Kühlmittelkreislauf kann einen Wärmetauscher aufweisen, der in Strömungsverbindung zwischen dem Austrittssammler und dem Eintrittssammler verbunden ist.
  • Die Anlage kann einen Hilfswärmetauscher, der jedem Kreislauf zugeordnet ist, und eine Ventilanordnung aufweisen, wobei jeder Hilfswärmetauscher in Strömungsverbindung mit dem entsprechenden Kreislauf verbunden ist, wenn die normale Wasserzirkulation unterbrochen ist. Der Hilfswärmetauscher kann die Form eines Kühlturms aufweisen.
  • Der Eintritt jeder Kühlmittelkammer kann durch ein Eintrittsrohr definiert werden, von dem ein Ende mit einem zugeordneten Eintrittssammler verbunden ist, wobei sich das Eintrittsrohr von dem Eintrittssammler aus erstreckt und in einer großen Höhe in die Kühlmittelkammer eintritt, von wo aus es sich nach unten durch die Kühlmittelkammer zu einem Ablassende erstreckt, das in niedriger Höhe positioniert ist.
  • Der Austritt jeder Kühlmittelkammer kann von der Kühlmittelkammer in großer Höhe wegführen und kann in Strömungsverbindung mit dem zugeordneten Austrittssammler über eine Rohrlänge verbunden sein.
  • Das Kühlsystem kann ein Antisiphonmittel aufweisen, um das Risiko zu reduzieren, dass im Falle eines Bruchs in dem Kühlsystem, dass Kühlmittel durch die Eintrittsrohre aus einer oder mehreren der Kühlmittelkammern herausgehebert wird.
  • Das Antisiphonmittel kann ein Antisiphonventil aufweisen, das in jedem Eintrittsrohr, normalerweise an seinem höchsten Punkt, montiert ist.
  • Anstatt oder zusätzlich kann das Antisiphonmittel mindestens eine Antisiphonabziehöffnung aufweisen, die in dem Abschnitt des Kühlmitteleintrittsrohrs vorgesehen ist, der an einer vom Auslassende beabstandeten Position in der Kühlmittelkammer positioniert ist, wodurch das Kühlmitteleintrittsrohr und die Kühlmittelkammer in Strömungsrichtung verbunden sind oder verbindbar sind.
  • Vorzugsweise sind mehrere Antisiphonabziehöffnungen in dem Abschnitt des Kühl mitteleintrittsrohrs vorgesehen, der am weitesten oben in der Kühlmittelkammer positioniert ist.
  • Die Antisiphonabziehöffnungen können die Form von Löchern im Eintrittsrohr haben, wobei die Löcher derart klein bemessen sind, dass bei normalem Gebrauch die kleine Menge an Kühlmittel, die dort hindurch in die Kühlmittelkammer fließt, keine oder geringe Auswirkung auf das Kühlsystem hat, und ausreichend groß, derart, dass wenn Kühlmittel aus der Kühlmittelkammer herausgehebert wird, wenn der Kühlmittelpegel in der Kühlmittelkammer unter das Niveau der Löcher sinkt, genügend Luft aus der Kühlmittelkammer in das Kühlmitteleintrittsrohr abgezogen wird, um ein Vakuum zu brechen und das Heraushebern zu verhindern.
  • In einem Eintrittsrohr, das einen Nenndurchmesser von ungefähr 100 mm aufweist, sind normalerweise zwischen ungefähr 4 und 8 Antisiphonabziehöffnungen vorgesehen. Die Abziehöffnungen sind normalerweise rund und weisen einen Durchmesser von zwischen ungefähr 5 und 10 mm auf.
  • Die Kernreaktoranlage kann ein Dampfabblasesystem aufweisen, wodurch Dampf in den Kühlmittelkammern aus diesen abgelassen werden kann. Das Dampfabblasesystem kann einen Dampfsammler, mit dem die Kühlmittelkammern in Strömungsverbindung verbindbar sind, und eine Dampfablassleitung, die vom Dampfsammler zur Atmosphäre führt, aufweisen. Der Dampfsammler kann in dem Gehäuse positioniert sein, wobei sich die Dampfablassleitung nach unten von dem Dampfsammler aus erstreckt und das Gehäuse auf niedriger Höhe verlässt und dadurch das Risiko reduziert, dass ein Zug innerhalb des Gehäuses durch eine Kaminwirkung erzeugt werden kann. Stattdessen kann der Dampfsammler außerhalb des Gehäuses positioniert sein. Jede Kühlmittelkammer kann in Strömungsverbindung mit dem Dampfsammler mittels einer druck- und/oder temperaturaktivierten Dampffreisetzungsvorrichtung verbindbar sein.
  • Die Kernreaktoranlage kann ein Feuerschutzsystem und ein Verbindungsmittel aufweisen, wobei das Feuerschutzsystem in Strömungsverbindung mit den Kühlmittelkammern verbunden sein kann, damit Wasser an die Kühlmittelkammern von dem Feuerschutzsystem zugeführt werden kann.
  • Die Erfindung wird nun durch Beispiel mit Bezug auf die begleitenden, schematischen Zeichnungen beschrieben.
  • In den Zeichnungen zeigen:
  • 1 einen schematischen Aufbau eines Teils einer Kernreaktoranlage und insbesondere einen Teil eines Kühlsystems davon;
  • 2 eine Querschnittsansicht durch eine Zitadelle, in der ein Kernreaktor untergebracht ist, wobei die allgemeine Anordnung von Bauteilen des Kühlsystems um den Reaktor herum dargestellt wird;
  • 3 eine Querschnittsansicht von III-III in 2 aus betrachtet;
  • 4 die oberen Enden mehrerer Kühlmittelkammern sowie Eintritts- und Austrittssammler, mit denen die Kühlmittelkammern des Kühlsystems in Strömungsverbindung verbunden sind;
  • 5 einen Teil eines Dampfabblasesystems der Anlage;
  • 6 im vergrößerten Maßstab einen Teil eines Kühlmitteleintrittsrohrs, das Teil des Kühlsystems bildet; und 7 zeigt eine seitliche Schnittansicht, ähnlich wie 3, von einem Teil der Zitadelle einer anderen Kernreaktoranlage gemäß der Erfindung.
  • In den Zeichnungen betrifft die Bezugsziffer 10 im Allgemeinen einen Teil eines Kühlsystems einer Kernreaktoranlage gemäß der Erfindung. In der gezeigten Ausführungsform wird das Kühlsystem benutzt, um den Kernreaktor 12 zu kühlen. Stattdessen, oder zusätzlich, kann das Kühlsystem benutzt werden, um eine Brennelementlagereinheit zu kühlen.
  • Wie am besten in 2 der Zeichnungen zu sehen ist, ist der Kernreaktor 12 in einem Hohlraum untergebracht, der innerhalb eines Gehäuses in Form eines Betonmantels oder Zitadelle 14 definiert ist. Ein ringförmiger Raum 16 ist zwischen einer äußeren Fläche des Reaktors 12 und einer inneren Fläche der Zitadelle 14 definiert.
  • Das Kühlsystem 10 weist drei Gerätesätze von Kühlmittelkammern 18 auf, die in dem Raum 16 untergebracht sind.
  • Wie am besten in den 3 und 4 der Zeichnungen zu sehen ist, ist jede Kühlmittelkammer 18 durch einen Stahlbehälter definiert, der eine kreisförmig-zylindrische Wand 20, normalerweise in Form einer Rohrlänge, und eine Oberseite 22 und eine Bodenseite 24, die die Enden der Wand 20 abdichten, aufweist.
  • Jeder Gerätesatz von Kühlkammern 18 bildet Teil eines Kühlkreislaufs, wobei Teil eines solchen im Allgemeinen durch die Bezugsziffer 26 in 1 gekennzeichnet ist. Daher weist das Kühlsystem drei unabhängige Kühlkreisläufe 26 auf.
  • Das Kühlsystem 10 weist drei Eintrittssammler 28, 30, 32 und drei Austrittssammler 34, 36, 38 auf. Der Eintrittssammler 28 und der Austrittssammler 34 bilden Teil eines Kühlkreislaufs 26. Jede Kühlmittelkammer 18 in dem einen Kühlkreislauf 26 weist einen Eintritt, definiert durch ein Kühlmitteleintrittsrohr 40, das in Strömungsverbindung mit dem Eintrittssammler 28 verbunden ist, wie hier nachfolgend ausführlicher beschrieben wird, und einen Austritt 42, der in Strömungsverbindung über eine Rohrlänge 44 mit dem Austrittssammler 34 verbunden ist, auf. Auf ähnliche Weise bilden der Eintrittssammler 30 und der Austrittssammler 36 sowie der Eintrittssammler 32 und der Austrittssammler 38 Teil der anderen zwei Kühlkreisläufe und deren zugeordnete Kühlmittelkammern sind in Strömungsverbindung damit verbunden. Jedes Kühlmitteleintrittsrohr 40 ist mit seinem zugeordneten Eintrittssammler 28, 30, 32 verbunden und erstreckt sich nach unten durch eine Mitte des Oberteils 22 des Behälters zu dem Bodenteil 24 der Kühlmittelkammer 18, wo es in einem Ablassende 46 endet. Der Austritt 42 führt von dem Behälter in großer Höhe weg und ist über eine Rohrlänge 44 mit dem zugeordneten Austrittssammler 34, 36, 38 verbunden.
  • Der Eintrittssammler 28, 30, 32 und der Austrittssammler 34, 36, 38 jedes Kühlkreislaufs sind über Rohrleitungen 48 und andere Bauelemente des Kühlkreislaufs, die im Allgemeinen mit der Bezugsziffer 50 gekennzeichnet sind, mit einer Pumpe 52 verbunden. Daher ist jeder Kühlkreislauf ein Kühlmittelsystem mit geschlossenem Kreislauf.
  • Um einen sicheren Betrieb der Anlage sicherzustellen ist die Kühlkapazität der Kühlkreisläufe normalerweise derart, dass jeder Kühlkreislauf mindestens 50 % der erforderlichen Kühlkapazität bereitstellt, damit die Anlage sicher mit nur zwei der Kühlkreisläufe in Betrieb betrieben werden kann.
  • Die Reaktoranlage weist eine Stütze (nicht gezeigt) auf, die an der Zitadelle 14 befestigt ist, um die Behälter zu stützen, in denen die Kühlmittelkammern 18 definiert sind. Die Stütze hat normalerweise die Form eines Rings, der in dem Beton der Zitadelle 14 eingesetzt ist.
  • Ein Metallschild 54 (2 und 3) ist zwischen dem Reaktor 12 und den Kühlmittelkammern 18 vorgesehen. Der Schild 54 ist normalerweise ungefähr 3 mm dick und dient dazu, sowohl die Bildung von Hot Spots auf den Kühlmittelkammerbehältern zu verhindern, als auch den Reaktor vor Wassereindringung im Falle eines Wasserlecks von dem Kühlsystem 10 in der Zitadelle 14 zu schützen.
  • Wie am besten in 6 der Zeichnungen zu sehen ist, sind mehrere Antisiphonabziehöffnungen in Form von Löchern 56 im höchsten Abschnitt des Kühlmitteleintrittsrohrs 40, das in jeder Kühlmittelkammer 18 positioniert ist, vorgesehen.
  • Die Anlage weist ferner einen Dampfsammler 58 (2 und 3) auf, der in der Zitadelle 14 montiert ist. Ein Dampfrohr 60 erstreckt sich zwischen jeder Kühlmittelkammer 18 und dem Dampfsammler 58, wobei geeignete Ventilanordnungen vorgesehen sind, um wahlweise die Kühlmittelkammern 18 in Strömungsverbindung mit dem Dampfsammler 58 über die Dampfrohre 60 zu verbinden. Die Ventilanordnung ist normalerweise temperatur- und/oder druckaktiviert, um dadurch automatisch die Kühlmittelkammer 18 in Strömungsverbindung mit dem Dampfrohr 60 zu verbinden, um Dampf von der Kühlmittelkammer 18 abzulassen und übermäßigen Druckaufbau darin zu vermeiden.
  • Der Dampfsammler 58 ist in großer Höhe in der Zitadelle 14 montiert und ein Dampfkanal 62 ist mit einem Austritt des Dampfsammlers 58 verbunden und erstreckt sich von dort nach unten durch eine Kühlmittelkammer 18, von wo aus er die Zitadelle 14 in niedriger Höhe verlässt (5).
  • Falls gewünscht wird ein oberer Abschnitt des Schilds 54 nach oben hin derart nach innen geneigt (wie in 3 der Zeichnungen in gestrichelten Linien dargestellt), dass er einwärts von dem Dampfsammler 58 positioniert ist, um den Reaktor im Falle eines Lecks in dem Dampfsammler 58 vor Dampfeindringung zu schützen.
  • Es wird nun auf die 7 der Zeichnungen Bezug genommen, in der die Bezugsziffer 100 im Allgemeinen Teil eines Kühlsystems einer anderen Kernreaktoranlage gemäß der Erfindung betrifft, und sofern nichts anderes angezeigt wird, werden dieselben Bezugsziffern, die obenstehend benutzt werden, dazu benutzt, um ähnliche Teile zu kennzeichnen.
  • Der Hauptunterschied zwischen dem Kühlsystem 100 und dem Kühlsystem 10 ist, dass im Falle des Kühlsystems 100 die Sammler 28, 30, 32, 34, 36, 38, wie auch der Dampfsammler 58, außerhalb der Zitadelle 14 in einer Ausnehmung 102, die in einer äußeren Fläche der Zitadelle 14 definiert ist, positioniert sind. Geeignete Verrohrung erstreckt sich durch die Wand der Zitadelle 14, um die Kühlmittelkammern 18 in Strömungsverbindung mit den Sammlern zu verbinden. Ferner entleert sich der Dampfsammler 58 in einen Druckablasskanal 110.
  • Ein Vorteil dieser Anordnung ist, dass mehr Raum innerhalb des Hohlraums vorgesehen ist, der innerhalb der Zitadelle 14 definiert ist, in dem Steuerelemente und Ähnliches untergebracht werden können. Zusätzlich wird die Sicherheit des Reaktors verbessert, da Undichtigkeit in einem der Sammler nicht zu Eindringen von Wasser oder Dampf in den Reaktor führt.
  • Ebenfalls in 7 der Zeichnungen wird ein Ring 104 gezeigt, der eine Abstützung bildet, von der die Behälter, innerhalb welcher die Kühlmittelkammern 18 definiert sind, abgestützt werden. Der Ring 104 wird auf einer Schulter 106 gestützt, die durch eine Ausfalzung 108 auf einer inneren Fläche einer Wand der Zitadelle 14 definiert ist.
  • Bei Benutzung pumpt die Pumpe 52 jedes Kühlkreislaufs Kühlmittel, normalerweise in Form von inhibiertem, entmineralisiertem Wasser, zu den Eintrittssammlern 28, 30, 32 des zugeordneten Kreislaufs. Das Wasser fließt dann von dem Eintrittssammler 28, 30, 32 zu den zugeordneten Kühlmittelkammern 18 durch die Kühlmitteleintrittsrohre 40, wo es in die Kühlmittelkammern 18 in niedriger Höhe durch die Ablassenden 46 der zugeordneten Kühlmitteleintrittsrohre 40 abgelassen wird.
  • Das Kühlmittel fließt nach oben durch die Kühlmittelkammern 18, wobei Wärme vom Reaktor und dem Reaktorhohlraum entzogen wird, und das erwärmte Kühlmittel fließt dann von den Kühlmittelkammern 18 durch die Rohre 44 zu den Austrittssammlern 34, 36, 38. Das erwärmte Kühlmittel in jedem Kühlmittelkreislauf fließt zu einem Wärmetauscher (nicht gezeigt), wo es gekühlt und wieder aufbereitet wird.
  • Im Falle eines Bruchs oder Risses in der Verrohrung außerhalb der Zitadelle 14 besteht die Möglichkeit, abhängig von der Position des Bruchs, dass Kühlmittel von einer oder mehreren der Kühlmittelkammern 18 von einem der Kühlmittelkreisläufe durch die zugeordneten Kühlmitteleintrittsrohre 40 herausgehebert wird. Allerdings, wenn der Pegel des Kühlmittels in den Kühlmittelkammern 18 unter das Niveau der Löcher 56 sinkt, wird Luft von den Kühlmittelkammern 18 in die Kühlmitteleintrittsrohre 40 fließen, wodurch das Vakuum gebrochen wird und das Heraushebern gestoppt wird, um sicherzustellen, dass ein relativ hoher Pegel von Kühlmittel in den Kühlmittelkammern 18 verbleibt.
  • Falls notwendig kann der Reaktor 12 abgestellt werden und Abhilfemaßnahmen können ergriffen werden, z.B. durch Reparieren des Bruchs.
  • Die Löcher 56 sind normalerweise derart bemessen, dass bei normalem Gebrauch Kühlmittel, das durch die Pumpen 52 gepumpt wird und das durch die Löcher 56 in die Kühlmittelkammern 18 abfließt, keine oder nur geringe schädliche Auswirkung auf das Kühlsystem hat. Allerdings sind die Löcher 56 ausreichend groß, um genug Luft in die Kühlmitteleintrittsrohre 40 abzuziehen, damit das Vakuum gebrochen und das Heraushebern gestoppt wird. Natürlich können die Abmessungen abhängig von der beabsichtigten Anwendung schwanken. Die Erfinder nehmen allerdings an, dass in einem Eintrittsrohr 40, das einen Nenndurchmesser von ungefähr 100 mm aufweist, normalerweise zwischen ungefähr 4 und 8 Löcher von zwischen ungefähr 5 und 10 mm Durchmesser vorgesehen werden.
  • Falls erwünscht kann ein Antisiphonventil 64 (1) vor dem Eintrittssammler 28, 30, 32, normalerweise am höchsten Punkt des Verrohrungsnetzwerks, montiert werden. Das Antisiphonventil 64 ist ausgestaltet, um zu öffnen wenn der Druck in dem betroffenen Rohr unter den Atmosphärendruck sinkt, wodurch Luft in das betroffene Rohr eingelassen wird, um so den Druck auszugleichen und das Heraushebern zu stoppen.
  • Ein Vorteil des Kühlsystems 10, 100 gemäß der Erfindung ist, dass die Kühlmittelkammern 18 ein relativ großes Fassungsvermögen aufweisen. Daher weist das Kühlmittel, das zu irgendeinem Zeitpunkt in den Kühlmittelkammern 18 enthalten ist, eine relativ hohe Wärmekapazität auf. Dies erlaubt der Anlage für einen erweiterten Zeitraum in einer passiven Betriebsart zu arbeiten, d.h. wo kein Kühlwasser zirkuliert wird. Daher werden zum Beispiel, wenn die gesamte Stromversorgung zu den Bauteilen des Kühlkreislauf ausgefallen ist, oder wenn die Verteilungsverrohrung außerhalb der Zitadelle 14 beschädigt ist, die Kühlmittelkammern 18 und die Sammler innerhalb der Zitadelle 14 automatisch isoliert. Das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern 18 ist derart gewählt, dass es für einen Zeitraum von 24 Stunden ausreicht, in welchem die Wassertemperatur auf ungefähr 80°C ansteigen wird. Reparaturen an den Pumpensystemen während dieses Zeitraums werden den normalen Betrieb wiederherstellen, ohne jeden Schaden für die Systeme oder Verlust von Ausgangsleistung.
  • Sollten die Reparaturen am Kühlsystem nicht innerhalb der ersten 24 Stunden abgeschlossen sein, werden sich die Oberteile 22 der Kühlmittelkammern 18 unter dem erhöhten Druck und Temperatur öffnen, und das Wasser in den Kammern 18 kann bei Atmosphärendruck abdampfen. Dampf und Wasser, das von den Kammern 18 ausgestoßen wird, werden in den Dampfsammler 58 eintreten, wo der Dampf vom Wasser getrennt wird und in die Atmosphäre über den Dampfkanal 62 ausgestoßen wird. Auf diese Weise wird Wärme von dem Reaktor durch die Bindungswärme des siedenden Wassers aufgenommen und an die Atmosphäre abgegeben. Dies erlaubt, dass für weitere fünf oder sechs Tage Reparaturen ausgeführt werden können, und dass die Zerfallswärme des Reaktors reduziert werden kann.
  • Sollte dieser Zeitraum immer noch nicht ausreichend sein, um die Systeme zu reparieren, kann Wasser von dem Feuerschutzsystem in die Kühlmittelkammern 18 gepumpt werden, um den Wasserverlust durch Verdampfen auszugleichen.
  • Es ist ein weiterer Vorteil der Erfindung, dass die erforderliche Kühlkapazität der Anlage durch mehrere Kühlmittelkammern derart bereitgestellt wird, dass im Falle einer Funktionsstörung irgendeiner Kühlmittelkammer ein Ersatz vorhanden ist. Noch ein weiterer Vorteil des Kühlsystems/Kernreaktoranlage der Erfindung ist, dass es in einer passiven Betriebsart keine Verbindung zu, noch Abhängigkeit von einem externen Kühlturm gibt, der durch einen Unfall oder Sabotage beschädigt werden könnte.
  • Demgemäß nehmen die Erfinder an, dass das Kühlsystem 10, 100 gemäß der Erfindung den sicheren Betrieb der Kernreaktoranlage sicherstellen wird.

Claims (32)

  1. Kernreaktoranlage mit Folgendem: einer Kernwärmequelle (12), einem Gehäuse (14), in dem die Wärmequelle (12) untergebracht ist, wobei eine Innenfläche des Gehäuses (14) so von der Wärmequelle (12) beabstandet ist, dass zwischen der Wärmequelle und dem Gehäuse ein ringförmiger Raum (16) definiert ist, und einem Kühlsystem (10), das Folgendes aufweist: mindestens zwei Kühlkreisläufe (26), die jeweils mehrere um die Kernwärmequelle im ringförmigen Raum angeordnete Kühlmittelkammern (18) aufweisen, und ein Pumpenmittel (52), das so ausgelegt ist, dass es Kühlmittel zu und aus den Kühlmittelkammern pumpt, wobei jede Kühlmittelkammer (18) durch eine allgemein vertikale rohrförmige Wand (20) und eine Oberseite (22) und eine geschlossene Bodenseite (24) definiert ist, die jeweils mit der Oberseite und der Unterseite der Wand (20) verbunden sind, mit einem Kühlmitteleintrittsrohr (40), das in Strömungsverbindung mit einem Austritt des Pumpenmittels (52) verbunden ist, durch die Oberseite (22) hindurch oder benachbart zu dieser in die Kühlmittelkammer (18) eintritt, sich nach unten durch die Kühlmittelkammer erstreckt und am Ablassende (46) endet, und einem Austritt (42), der von der Kühlmittelkammer (18) wegführt und in Strömungsverbindung mit einer Eintrittsseite des Pumpenmittels (52) verbunden ist, wobei das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern so groß ist, dass in passiver Betriebsart, d. h. bei einem Ausfallen des Pumpenmittels (52), die Anlage weiterlaufen kann und die Temperatur eines Wasserkühlmittels in den Kühlmittelkammern mindestens 8 Stunden unterhalb des Siedepunkts bleibt.
  2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern (18) so groß ist, dass in passiver Betriebsart die Temperatur eines Wasserkühlmittels in den Kühlmittelkammern bis zu 24 Stunden unter dem Siedepunkt bleibt.
  3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass das Fassungsvermögen der Kühlmittelkammern (18) so gewählt ist, dass in einer passiven Betriebsart ein in den Kühlmittelkammern enthaltenes Wasserkühlmittel nach 24 Stunden eine Höchsttemperatur von 80°C erreicht.
  4. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass das Gehäuse (14) aus Beton gebildet ist.
  5. Kernreaktoranlage nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, dass sie eine am Gehäuse (14) befestigte Stütze aufweist, um die Kühlmittelkammern positionsgerecht zu stützen.
  6. Kernreaktoranlage nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, dass die Stütze die Form eines Rings hat, der in den Beton des Gehäuses (14) eingesetzt ist.
  7. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass die Kühlmittelkammern (18) durch hohle Stahlbehälter definiert sind, die eine kreisförmige zylindrische, allgemein vertikale rohrförmige Wand (20) haben.
  8. Kernreaktoranlage nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, dass zur Vermeidung von Hot Spots an den Behältern ein Schild (54) zwischen dem Reaktor (12) und den Behältern vorgesehen ist.
  9. Kernreaktoranlage nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass der Schild aus Metall besteht und 3 mm dick ist.
  10. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass jeder Kühlkreislauf (26) einen Eintrittssammler (28, 30, 32), mit dem der Eintritt jeder Kühlmittelkammer des Kreislaufs verbunden ist, und einen Austrittssammler, mit dem der Austritt jeder Kühlmittelkammer des Kreislaufs verbunden ist, aufweist.
  11. Kernreaktoranlage nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass die Eintritts- und Austrittssammler im Gehäuse positioniert sind.
  12. Kernreaktoranlage nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass die Eintritts- und Austrittssammler außerhalb des Gehäuses positioniert sind.
  13. Kernreaktoranlage nach Anspruch 12, dadurch gekennzeichnet, dass die Sammler in einer Ausnehmung (102) in einer Außenfläche des Gehäuses positioniert sind.
  14. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 10 bis einschließlich 13, dadurch gekennzeichnet, dass jeder Kühlkreislauf einen Wärmetauscher aufweist, der in Strömungsverbindung zwischen dem Austrittssammler und dem Eintrittssammler verbunden ist.
  15. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 10 bis einschließlich 14, dadurch gekennzeichnet, dass sie einen jedem Kühlkreislauf zugeordneten Hilfswärmetauscher und eine Ventilanordnung aufweist, wodurch der Hilfswärmetauscher in Strömungsverbindung mit dem Kühlkreislauf verbunden werden kann, wenn die normale Wasserzirkulation unterbrochen wird.
  16. Kernreaktoranlage nach Anspruch 15, dadurch gekennzeichnet, dass der Hilfswärmetauscher die Form eines Kühlturms hat.
  17. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Austritt (42) jeder Kühlmittelkammer (18) hoch von der Kühlmittelkammer wegführt und in Strömungsverbindung über eine Rohrlänge (44) mit dem zugeordneten Austrittssammler verbunden ist.
  18. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass das Kühlsystem ein Antisiphonmittel (56) aufweist, um das Risiko zu verringern, dass im Falle eines Bruchs im Kühlsystem Kühlmittel durch die Eintrittsrohre (40) aus einer oder mehreren der Kühlmittelkammern herausgehebert wird.
  19. Kernreaktoranlage nach Anspruch 18, dadurch gekennzeichnet, dass das Antisiphonmittel ein in jedem Eintrittsrohr montiertes Antisiphonventil (64) aufweist.
  20. Kernreaktoranlage nach Anspruch 18 oder 19, dadurch gekennzeichnet, dass das Antisiphonmittel mindestens eine Antisiphonabziehöffnung (56) aufweist, die in dem Abschnitt des Kühlmitteleintrittsrohrs (40) vorgesehen ist, der an einer vom Auslassende beabstandeten Position in der Kühlmittelkammer positioniert ist, und wodurch das Kühlmitteleintrittsrohr und die Kühlmittelkammer in Strömungsverbindung verbindbar sind.
  21. Kernreaktoranlage nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, dass mehrere Antisiphonabziehöffnungen (56) in dem Abschnitt des Kühlmittelein trittsrohrs vorgesehen sind, der am weitesten oben in der Kühlmittelkammer positioniert ist.
  22. Kernreaktoranlage nach Anspruch 21, dadurch gekennzeichnet, dass die Antisiphonabziehöffnungen die Form von Löchern (56) im Eintrittsrohr (40) haben, die so klein bemessen sind, dass sich bei normalem Gebrauch die kleine Menge an Kühlmittel, die dort hindurch in die Kühlmittelkammer fließt, nicht oder kaum schädlich auf das Kühlsystem auswirkt, und so groß, dass beim Heraushebern von Kühlmittel aus der Kühlmittelkammer, wenn der Kühlmittelpegel in der Kühlmittelkammer unter das Niveau der Löcher sinkt, genügend Luft aus der Kühlmittelkammer in das Kühlmitteleintrittsrohr abgezogen wird, um ein Vakuum zu brechen und das Heraushebern zu verhindern.
  23. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 10 bis einschließlich 22, dadurch gekennzeichnet, dass sie ein Dampfabblasesystem aufweist, wodurch Dampf in den Kühlmittelkammern aus diesen abgelassen werden kann.
  24. Kernreaktoranlage nach Anspruch 23, dadurch gekennzeichnet, dass das Dampfabblasesystem einen Dampfsammler (58), mit dem die Kühlmittelkammern (18) in Strömungsverbindung verbindbar sind, und eine Dampfablassleitung (62) aufweist, die vom Dampfsammler zur Atmosphäre führt.
  25. Kernreaktoranlage nach Anspruch 24, dadurch gekennzeichnet, dass der Dampfsammler (58) im Gehäuse (14) positioniert ist, wobei sich die Dampfablassleitung (62) vom Dampfsammler nach unten erstreckt und das Gehäuse auf niedriger Höhe verlässt.
  26. Kernreaktoranlage nach Anspruch 25, dadurch gekennzeichnet, dass der Dampfsammler (58) außerhalb des Gehäuses positioniert ist.
  27. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 24 bis einschließlich 26, dadurch gekennzeichnet, dass jede Kühlmittelkammer (18) mittels einer druck- und/oder temperaturaktivierten Dampffreisetzungsvorrichtung in Strömungsverbindung mit dem Dampfsammler (58) verbindbar ist.
  28. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 10 bis einschließlich 27, dadurch gekennzeichnet, dass sie ein Feuerschutzsystem und ein Verbindungsmittel aufweist, mit dem das Feuerschutzsystem in Strömungsverbindung mit den Kühlmittelkammern (18) verbindbar ist, damit den Kühlmittelkammern Wasser vom Feuerschutzsystem zugeführt werden kann.
  29. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass jede Kühlmittelkammer durch eine kreisförmige zylindrische Wand und geschlossene Enden definiert ist und einen Eintritt, einen Austritt und einen Durchmesser von mindestens 250 mm hat.
  30. Kernreaktoranlage nach Anspruch 29, dadurch gekennzeichnet, dass jede Kühlmittelkammer einen Durchmesser von 600 mm hat.
  31. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass die Wärmequelle ein Kernreaktor ist.
  32. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis einschließlich 30, dadurch gekennzeichnet, dass die Wärmequelle eine Brennelementlagereinrichtung ist, in der abgebrannte Kernreaktorbrennelemente gelagert werden.
DE60127449T 2000-12-14 2001-11-22 Kühlsystem Expired - Lifetime DE60127449T2 (de)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
ZA200007501 2000-12-14
ZA200007501 2000-12-14
PCT/IB2001/002209 WO2002049042A1 (en) 2000-12-14 2001-11-22 Cooling system

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE60127449D1 DE60127449D1 (de) 2007-05-03
DE60127449T2 true DE60127449T2 (de) 2008-02-14

Family

ID=25589018

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE60127449T Expired - Lifetime DE60127449T2 (de) 2000-12-14 2001-11-22 Kühlsystem

Country Status (10)

Country Link
US (1) US7245688B2 (de)
EP (1) EP1342245B1 (de)
JP (1) JP2004516460A (de)
KR (1) KR100856174B1 (de)
CN (1) CN1207723C (de)
AT (1) ATE357728T1 (de)
AU (1) AU2002223938A1 (de)
CA (1) CA2409004C (de)
DE (1) DE60127449T2 (de)
WO (1) WO2002049042A1 (de)

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2005086174A1 (en) * 2004-02-10 2005-09-15 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Nuclear reactor plant
KR100906717B1 (ko) * 2007-08-28 2009-07-07 한국원자력연구원 고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
US9803510B2 (en) 2011-04-18 2017-10-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials, and method of the same
US8613762B2 (en) * 2010-12-20 2013-12-24 Medical Technology Inc. Cold therapy apparatus using heat exchanger
US8638898B2 (en) * 2011-03-23 2014-01-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Emergency core cooling system for pressurized water reactor
US9847148B2 (en) * 2011-03-30 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system
US11504814B2 (en) 2011-04-25 2022-11-22 Holtec International Air cooled condenser and related methods
US9786395B2 (en) 2011-04-25 2017-10-10 Holtec International, Inc. Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials
EP2817566A4 (de) * 2012-02-22 2015-12-16 Clearsign Comb Corp Gekühlte elektrode und brennersystem mit einer gekühlten elektrode
KR101392140B1 (ko) * 2012-10-12 2014-05-07 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치
CN103000238B (zh) * 2012-11-28 2016-04-06 华北电力大学 一种铅铋合金中颗粒物的去除***
CN105026087A (zh) 2012-12-03 2015-11-04 霍尔泰克国际股份有限公司 钎焊组合物及其用途
CN103335466B (zh) * 2013-03-29 2015-09-23 北京航空航天大学 核热源功率测量装置的冷却及超温保护***
CN105469846B (zh) * 2015-11-18 2018-07-20 中广核工程有限公司 核电站蒸汽发生器辅助给水***
CN105448357B (zh) * 2016-01-04 2024-05-14 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种浮动核电站的安全壳冷却***
CN109346196B (zh) * 2018-11-13 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留***
DE102019206596A1 (de) * 2019-03-06 2020-09-10 Sms Group Gmbh Vorrichtung zum Kühlen eines bandförmigen Produkts und Verfahren zum Betreiben einer solchen Vorrichtung
US11342085B2 (en) * 2019-12-24 2022-05-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Integrated passive cooling containment structure for a nuclear reactor

Family Cites Families (34)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3046403A (en) * 1959-04-17 1962-07-24 Babcock & Wilcox Co Device for the storage of a heat evolving material
US3621926A (en) * 1968-02-13 1971-11-23 Gen Electric Nuclear reactor coolant recirculation system
US3625817A (en) * 1968-05-29 1971-12-07 James H Anderson Binary power cycle for nuclear power plants
US3865688A (en) * 1970-08-05 1975-02-11 Frank W Kleimola Passive containment system
US3984282A (en) * 1970-08-05 1976-10-05 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system for a nuclear reactor
US3718539A (en) * 1971-03-31 1973-02-27 Combustion Eng Passive nuclear reactor safeguard system
US3951164A (en) * 1975-02-07 1976-04-20 Jalco, Inc. Anti-siphon and backflow prevention valve
US4239596A (en) * 1977-12-16 1980-12-16 Combustion Engineering, Inc. Passive residual heat removal system for nuclear power plant
US4362693A (en) * 1979-10-03 1982-12-07 Bukrinsky Anatoly M System for mitigating consequences of loss of coolant accident at nuclear power station
US4473528A (en) * 1980-04-21 1984-09-25 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
DE3337415A1 (de) 1983-10-14 1985-04-25 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernkraftwerk mit geschlossenem kuehlgaskreislauf zur erzeugung von prozesswaerme
GB2157880B (en) 1984-04-19 1988-02-10 Westinghouse Electric Corp An improved nuclear reactor plant construction
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
US4702879A (en) * 1986-06-11 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with passive safety system
DE3731908A1 (de) 1987-09-23 1989-04-13 Siempelkamp Gmbh & Co Kernkraftwerk mit hochtemperaturreaktor und dampferzeuger
FR2631484B1 (fr) * 1988-05-13 1992-08-21 Framatome Sa Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours
JPH0792515B2 (ja) * 1988-11-16 1995-10-09 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
US5082619A (en) * 1989-11-06 1992-01-21 General Electric Company Passive heat removal from nuclear reactor containment
JPH0472597A (ja) 1990-03-27 1992-03-06 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉の崩壊熱除去装置
US5043136A (en) * 1990-06-21 1991-08-27 General Electric Company Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
US5202084A (en) * 1990-07-10 1993-04-13 General Electric Company Bi-level reactor including steam separators
US5102617A (en) * 1990-09-11 1992-04-07 General Electric Company Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants
US5135711A (en) * 1991-06-14 1992-08-04 General Electric Company BWR recirculation system
US5268942A (en) * 1992-09-10 1993-12-07 Pacific Nuclear Systems, Inc. Temporary cooling system and method for removing decay heat from a nuclear reactor
US5377242A (en) * 1993-11-15 1994-12-27 B&W Nuclear Service Company Method and system for emergency core cooling
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
JPH0862374A (ja) 1994-08-25 1996-03-08 Toshiba Corp 高速炉
US5517539A (en) * 1994-12-15 1996-05-14 Westinghouse Electric Corporation Method of decontaminating a PWR primary loop
KR100204188B1 (ko) * 1995-08-08 1999-06-15 김세종 원자력발전소 중대사고시 원자로 하부용기 외벽냉각 방법과 장치
US5828714A (en) * 1996-12-19 1998-10-27 Westinghouse Electric Corporation Enhanced passive safety system for a nuclear pressurized water reactor
JP2972162B2 (ja) 1997-04-17 1999-11-08 核燃料サイクル開発機構 高速炉の炉壁冷却保護構造
US6269833B1 (en) * 1999-12-17 2001-08-07 Stp Nuclear Operating Company Spent fuel pool anti-siphon system
AU2001276601A1 (en) * 2000-08-16 2002-02-25 Eskom Nuclear reactor plant

Also Published As

Publication number Publication date
CN1437751A (zh) 2003-08-20
WO2002049042A1 (en) 2002-06-20
CN1207723C (zh) 2005-06-22
CA2409004A1 (en) 2002-06-20
US20030108140A1 (en) 2003-06-12
JP2004516460A (ja) 2004-06-03
KR100856174B1 (ko) 2008-09-03
EP1342245A1 (de) 2003-09-10
EP1342245B1 (de) 2007-03-21
DE60127449D1 (de) 2007-05-03
ATE357728T1 (de) 2007-04-15
CA2409004C (en) 2009-10-06
US7245688B2 (en) 2007-07-17
AU2002223938A1 (en) 2002-06-24
KR20030066682A (ko) 2003-08-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE60127449T2 (de) Kühlsystem
DE69409825T2 (de) Kernreaktor mit notkühlsystem und verfahren zur kühlung
DE68906727T2 (de) Passives volldrucksystem zur spaltzonennotkuehlung und zur nachwaermeabfuhr fuer wassergekuehlte kernreaktoren.
EP2423925B1 (de) Brennelementelagerbecken mit Kühlsystem
DE69016685T2 (de) System zur Wärmeabfuhr aus einem Behälter.
DE69110810T2 (de) Kernreaktoranlage mit passiver Kühlung.
DE69317601T2 (de) Abgestuftes Druckentlastungssystem
DE68925855T2 (de) Druckwasserkernreaktor mit intrinsischer Sicherheit
DE2217398A1 (de) Kernreaktor
DE3205836A1 (de) Notkuehlvorrichtung fuer einen wassergekuehlten kernreaktor
DE3302773A1 (de) Druckwasser-kernreaktoranlage
DE60117974T2 (de) Kühlsystem für metallurgischen ofen
DE102007040629A1 (de) Sicherheitswärmetauscher für die Kombination einer Wärmepumpe mit einer Einrichtung einer öffentlichen Trinkwasserversorgungsanlage
EP0598787B1 (de) Sekundärseitiges nachwärmeabfuhrsystem für druckwasser-kernreaktoren
DE2525119B2 (de) Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken
DE102011107470A1 (de) Kernreaktorkühlsystem
DE2316066C2 (de) Kernreaktor, insbes. Druckwasserreaktor
DE2625543B2 (de) Reaktoranlage
DE1426907A1 (de) Dampfkraftanlage
DE1564162A1 (de) Vorrichtung zum Abziehen der Waerme aus einem Kernreaktor
DE3816741A1 (de) Steuerung des kuehlmittelstroemungspfades zur waermeabfuehrung bei reaktorabfall
AT412998B (de) Solaranlage
EP2405205B1 (de) Gasabscheider in einer Solaranlage zur Wärmegewinnung
DE60028164T2 (de) Druckentlastungsvorrichtung für einen Kernreaktorbehälter
DE2521269A1 (de) Druckwasserreaktor

Legal Events

Date Code Title Description
8332 No legal effect for de
8370 Indication related to discontinuation of the patent is to be deleted
8364 No opposition during term of opposition