DE69107908T2 - Sicherheitspassivkühlsystem für flüssigmetallgekühlte Kernreaktoren. - Google Patents
Sicherheitspassivkühlsystem für flüssigmetallgekühlte Kernreaktoren.Info
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Description
- Diese Erfindung betrifft eine Verbesserung in einem passiven Kühlsicherheitssystem für Flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren mit einem Pool aus Flüssigmetall-Kühlmittel, wobei der wärmeerzeugende spaltbare Brennstoffkern vollständig in dem Flüssigmetall-Pool eingetaucht ist, wie z.B. den Typ, der in der U.S. Patenturkunde Nr. 4,508,667, erteilt am 2.April 1985, offenbart ist.
- Bei dem Betrieb von mit flüssigen Natrium- oder Natrium-Kalium-Metall gekühlten Kernreaktoren zur Energieerzeugung kann es erforderlich sein, die Spaltungsreaktion des Brennstoffs abzuschalten, um Notfälle zu beherrschen oder Routinewartungsdienste auszuführen. Die Reaktorabschaltung wird erreicht, indem Neutronen-absorbierende Steuerstäbe in den Kern des spaltbaren Brennstoffs eingeführt werden, um dem Brennstoff die benötigten Spaltung-erzeugenden Neutronen zu entziehen. Das Abklingen des Brennstoffs in dem abgeschalteten Reaktor erzeugt jedoch weiter Wärme in signifikanten Mengen, welche aus der Reaktoreinheit abgeführt werden müssen.
- Die Wärmekapazität des Flüssigmetall-Kühlmittels und der benachbarten Strukturen unterstützen das Abführen der Restwärme. Möglicherweise können jedoch die Baumaterialien des Kernreaktors länger andauernden hohen Temperaturen nicht sicher widerstehen. Beispielsweise kann der Beton der Wände des typischen Gehäusebehälters aufsplittern und reißen, wenn er hohen Temperaturen unterworfen wird. Demzufolge werden üblicherweise Hilfskühlsysteme verwendet, um die Wärme aus der Kernreaktorstruktur während der Abschaltung sicher zu entfernen.
- Herkömmliche Kernreaktoren setzten eine Vielfalt komplizierter energiebetriebener Kühlsysteme ein, um Wärme aus dem Reaktor abzuführen. In vielen eine Abschaltung rechtfertigenden Situationen, macht die Energiezufuhr zu den Kühlsystemen die Kühlsysteine selbst anfällig für Ausfälle. Beispielsweise können Pumpen und Ventilationssysteme zum Kühlen des Kerns ausfallen. Desweiteren gibt es, wenn ein Bedienereingriff erforderlich ist, vorhersehbare Szenarien, in welchen der Bediener nicht in der Lage ist, die geeignete Aktion auszuführen. Das zuverlässigste und wünschenswerteste Kühlsystem wäre ein vollständig passives System, welches die nach dem Abschalten erzeugte Restwärme unabhängig von Zuständen kontinuierlich abführen kann.
- Flüssigmetall-gekühlte Reaktoren, wie z.B. der in dem U.S. Patent Nr. 4,508,677 offenbarte modulare Typ, welcher Natrium oder Natrium-Kalium als Kühlmittel verwendet, bietet zahlreiche Vorteile. Wassergekühlte Reaktoren arbeiten am oder nahe am Siedepunkt von Wasser. Jeder signifikante Temperaturanstieg ergibt die Erzeugung von Dampf und erhöhtem Druck. Im Gegensatz dazu weist Natrium oder Natrium-Kalium einen extrem hohen Siedepunkt in dem Bereich von 980ºC (1800ºF) bei einem Druck von einer Atmosphäre auf. Der normale Betriebstemperaturbereich des Reaktors liegt in dem Bereich von etwa 480ºC (900ºF). Wegen des hohen Siedepunktes des Flüssigmetalls fallen die mit wassergekühlten Reaktoren verbundenen Druckprobleme und der dadurch erzeugte Dampf weg. Die Wärmekapazität des Flüssigmetalls erlaubt das Aufheizen des Natriums oder Natrium-Kaliums um einige hundert Grad ohne die Gefahr eines Materialausfalls im Reaktor.
- Die Reaktorbehälter für Flüssigmetall-gekühlte Pool-Reaktoren sind im wesentlichen oben offene zylindrische Tanks ohne jede Durchbrüche, die die Unversehrtheit der Behälter unterbrechen. Die Abdichtung der Seiten- und Bodenwände ist essentiell, um eine Leckage von Flüssigmetall aus dem Primärbehälter zu verhindern. Die Behälterwände müssen auch für die aus Sicherheitsüberlegungen erforderlichen gründlichen Inspektionen zugänglich sein.
- In dem typischen Natrium-gekühlten Reaktor werden zwei Pegel von wärmetransportierenden Natriumkreisläufen oder Kühlkreisen verwendet. Üblicherweise wird ein einzelner Primärkreislauf und einer oder mehrere Sekundärkreisläufe verwendet. Der primäre Wärmeübertragungskreislauf enthält sehr radioaktives Natrium, welches von den Brennstäben aufgeheizt wird. Der Primärkreislauf durchläuft Wärmetauscher, um die Wärme mit einem der nicht radioaktiven sekundären Natriumkreisläufe auszutauschen. Im allgemeinen sind Natrium-gekühlte Reaktoren so ausgelegt, daß sie redundante sekundäre Wärmeübertragungskreisläufe für den Fall eines Ausfalls eines Kreislaufs aufweisen.
- Nach dem Abschalten des Reaktors durch vollständiges Einführen der Steuerstäbe wird weiter Restwärme erzeugt und der Wärmekapazität der Anlage entsprechend verteilt. Unter der Annahme, daß der Reaktor über eine lange Zeitdauer bei voller Leistung arbeitete, wird in der ersten Stunde nach dem Abschalten ein Mittelwert von 2% der vollen Leistung weiter erzeugt. Die erzeugte Restwärme fällt dann weiter mit der Zeit ab.
- Übertriebene konservative Sicherheitsbetrachtungen für die Behandlung von Unfallbedingungen eines postulierten im schlimmsten Falle möglichen Szenarios haben Fragen nach Einrichtungen zum Beherrschen van Ereignissen, wie z.B den gleichzeitigen Ausfall sowohl des Reaktorbehälters als auch des Containment- oder Sicherheitsbehälters entstehen lassen, wonach ein Flüssigkühlmittelverlust aufgrund der sich ergebenden Leckage den Kühlmittelpegel innerhalb des Reaktorbehälters signifikant reduzieren könnte. Reduzierte Reaktor-Kühlmittelpegel können den normalen Kühlmittelkreislauf durch eine Kühlschleife oder ein Kühlkreis, wodurch Wärme von Brennstoffkern wegtransportiert wird, signifikant behindern oder unterbrechen. Diese Behinderung oder Beendigung aufgrund des reduzierten Kühlmittelpegels trifft auch auf konstruierte passive Kühlsysteme zu, die inhärente Prozesse einsetzen, welche die natürliche Konvektion von Fluiden, Leitung, Strahlung und Konvektion als ein Mittel zum Abführen von Wärme durch ihre Übertragung durch solche Mittel umfassen. Weitere derartige unwahrscheinliche extreme Ereignisse, welche möglicherweise die Kühlmittelpegel beeinflussen, umfassen einen hypothetischen Kernzerlegungsunfall, der den Brennstoffkern beschädigt und ein Herausschleudern von Kühlmittel, wie z.B Natrium, hoch in den Kopfzugangsbereich der Reaktorstruktur ergibt, oder einen Wartungsunfall, welcher einen Bruch im Reaktor-Verschlußkopf beinhaltet.
- Diese Erfindung weist eine Verbesserung für ein passives Kühlsicherheitssystem zum Abführen von Abschaltungs- Abklingwärme aus einem Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktor wie z.B. die in dem UMS. Patent 4,678,626, erteilt am 2. Dezember 1985, offenbarte und beanspruchte Einheit auf.
- Nuclear Engineering and Design, vol. 92, 1986, Amsterdam, R.W. Seidensticker "Structural Design Aspects of Innovative Designs under Develeopment in the Current US Metal Cooled Reactor Program", Seiten 363 bis 379 offenbart ein passives Kühlsystem für Flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren, die einen Reaktorbehälter aufweisen, der einen Pool mit Flüssigmetall-Kühlmittel mit einem in das Flüssigmetall-Kühlmittel eingetauchten wärmeerzeugenden spaltbaren Brennstoffkern enthält, wobei das passive Kühlsystem eine Wärmetauschereinrichtung umfaßt, die physikalisch von dem Flüssigmetall-Kühlmittel getrennt ist, und die nachstehende Kombination aufweist:
- einen Reaktorbehälter, der einen Pool eines Flüssigmetall-Kühlmittel mit einem darin eingetauchten Kern spaltbaren Brennstoff enthält, wobei eine Seitenwand des Reaktorbehälters, der eine innerste erste Trennwand bildet; einen Containment-Behälter, der im wesentlichen den Reaktorbehälter mit Abstand zu dem Reaktorbehälter umgibt, und eine Seitenwand des Containment-Behälters eine zweite Trennwand bildet, welche einen Zwischenbereich mit der im Abstand angeordneten innersten ersten Trennwand bildet; einen Betonbehälter, der im wesentlichen den Containment-Behälter mit Abstand zu dem Containment-Behälter umgibt, und eine Seitenwand des Behälters eine äußerste dritte Trennwand bildet, welche einen Zwischenbereich mit der im Abstand angeordneten zweiten Trennwand bildet;
- einen ersten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis für den Durchtritt eines atmosphärische Luft aufweisenden Kühlmittels, der sich nach unten durch den Bereich zwischen dem Betonbehälter und dem Containment-Behälter über etwa die Länge Containment-Behälters und dann zurück nach oben erstreckt und nach außen in die Atmosphäre zurückkehrt.
- Trotzdem beschreibt dieses Dokument kein System, welche die Verfügbarkeit eines Kernkühlsystems beim Bruch des Reaktorbehälters mit der sich ergebenden Absenkung in der Tiefe des Flüssigmetall-Pools sicherstellt.
- Die vorliegende Erfindung stellt ein passives Kühlsystem für einem Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktor bereit, enthaltend: einen Reaktorbehälter zum Aufnehmen eines Pools eines Flüssigmetall-Kühlmittels mit einem darin eingetauchten Kern aus spaltbarem Brennstoff und einer Seitenwand des Reaktorbehälters, der eine innerste erste Trennwand bildet;
- einen Containment-Behälter, der den Reaktorbehälter mit Abstand zu dem Reaktorbehälter umgibt, wobei eine Seitenwand des Containment-Behälters eine zweite Trennwand bildet, die einen Zwischenbereich mit der im Abstand angeordneten innersten ersten Trennwand bildet; einen Betonbehälter, der den Containment-Behälter mit Abstand zu dem Containment-Behälter umgibt, wobei eine Seitenwand des Betonbehälters eine äußerste dritte Trennwand bildet, die einen Zwischenbereich mit der im Abstand angeordneten zweiten Trennwand bildet, und einen ersten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis für den Durchtritt von eines atmosphärische Luft aufweisenden Kühlmittels, der sich nach unten durch den Bereich zwischen dem Betonbehälter und dem Containment-Behälter über etwa die Länge des Containment-Behälters und dann zurück nach oben erstreckt und nach außen in die Atmosphäre zurückkehrt; gekennzeichnet durch einen zweiten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis für den Durchtritt des Fluid-Kühlmittels, der sich von oberhalb des Reaktorbehälters nach unten zu einem Pegel unterhalb des berechenbaren, tiefsten Flüssigmetall-Kühlmittelpegels erstreckt, der aus der Leckage des gesamten Pools aus dem Reaktorbehälter und dem Containment-Behälter in den Betonbehälter resultiert und dann zurück nach oben und in einen wärmeübertragenden Kontakt mit der Atmosphäre oder mit dem ersten Kühlmittel- Fluidströmungskreis, der zur Atmosphäre offen ist, für eine Übertragung thermischer Energie von dem Kühlmittel, das durch den zweiten Fluidströmungskreis hindurchströmt, zur Atmosphäre.
- Diese Erfindung bildet ein verbessertes Notabschaltund passives Sicherheits-Wärmeabfuhrsystem für Flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren, welches die Reaktor-Abklingwärme und die sensible Wärme aus dem Reaktorkern und dem Flüssigmetall-Kühlmittel mittels der inhärenten Wärmeenergie-Übertragungsmechanismen der Leitung, Strahlung, Konvektion und natürlichen Konvektion von Fluiden nach außen zu der Umgebungsatmosphäre überträgt. Das verbesserte Sicherheitssystem der Erfindung ist vollständig passiv und arbeitet durch das inhärente Phänomen der natürlichen Konvektion in Fluiden, der Leitung, der Konvektion und Wärmestrahlung kontinuierlich.
- In der nachstehend beschriebenen Erfindung ist ein erster Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis für den Durchtritt eines atmosphärischen Luft aufweisenden Kühlmittels durch einen Abschnitt der Kernreaktoranlage enthalten, um Wärme davon abzuführen und die Wärme aus dem Containment-Gehäuse in die Umgebungsatmosphäre hinaus zu verteilen. Ein zweiter Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis für den Durchtritt eines Fluid-Kühlmittels in einen unteren Abschnitt der Kernreaktoranlage über Kanäle und Rückläufe zum Übertragen von Wärme an den ersten Kreis ist dafür vorgesehen, um Wärme in dem Fall einer unfallbedingten Reduktion des Reaktor-Kühlmittelpegels, der den normalen Mechanismus der Wärmeübertragung und Verteilung verlangsamt, abzuführen, und um die mögliche Kontamination des durch ersten Fluidströmungskreis strömenden Fluid-Kühlmittels und damit auch das Entweichen von Kontaminaten in die Atmosphäre zu verhindern.
- Im Falle einer Reaktorabschaltung wird nach dem vollständigen Einführen der Steuerstäbe in den Brennstoffkern die von den Brennstoff stäben erzeugte Wärme durch den Reaktorbehälter über einen Inertgas-Spalt hinweg primär durch Wärmestrahlung übertragen, wobei ein kleiner Anteil der Wärme durch Leitung und Konvektion in dem enthaltenen Inertgas übertragen wird. Oberflächen mit hohem thermischen Emissionsgrad, die an der Außenseite des Reaktorbehälters und der Innenseite des Containment-Behälters vorgesehen sind, erhöhen die Effizienz der Wärmeübertragung.
- Die Wärme wird dann von der außenseitigen-Oberfläche des Containment-Behälters teils durch Wärmestrahlung und teils durch direkte Konvektion an das in dem Durchtritt zwischen den Containment-Behälter und dem Silo- oder Sicherheitsbehälter zirkulierende Fluid abgeführt. Modulare Reaktorbehälter weisen etwa ein Drittel des Durchmessers und etwa dieselbe Höhe wie konventionelle Kernreaktorbehälter auf. In modularen Reaktoren ist das Verhältnis des Oberflächenbereichs zu der erzeugten Energie etwa dreimal größer als das Oberflächen/Energie-Verhältnis in einem konventionellen und großen Reaktor. Dieses stellt einen ausreichenden Oberflächenbereich zu Verfügung, über welchen die Restwärme passiv verteilt werden kann. Die hoch emittierenden Außenflächen des Containment-Behälters verbessern ebenfalls die Wärmeübertragung. Die Erfindung erübrigt somit die Notwendigkeit redundanter sekundärer Natriumkreisläufe. Ein einziger Sekundärkreislauf kann mit dem passiven Hilf skühlsystem sicher als der alternative Kühlmechanismus dienen.
- Die mehreren Ausführungsformen der Erfindung werden nun detaillierter unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen beschrieben. Es zeigen:
- Fig. 1 eine schematische Darstellung einer Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktoranlage im Querschnitt;
- Fig. 2 eine schematische Darstellung einer Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktoranlage im Querschnitt, welche eine Variante der Erfindung darstellt;
- Fig. 3 eine Explosionsansicht, welche einen Abschnitt der zusammengesetzten Seitenstruktur der in Fig. 2 gezeigten Variante im Detail darstellt;
- Fig. 4 eine schematische Darstellung einer Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktoranlage im Querschnitt, welche eine andere Variante der Erfindung darstellt;
- Fig. 5 eine Explosionsansicht, welche einen Abschnitt der zusammengesetzten Seitenstruktur der in Fig. 4 gezeigten Variante im Detail darstellt;
- Fig. 6 eine schematische Darstellung einer Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktoranlage im Querschnitt, welche eine weitere Variante der Erfindung darstellt; und
- Fig. 7 eine Explosionsansicht, welche einen Abschnitt der zusammengesetzten Seitenstruktur der in Fig 6 gezeigten Variante im Detail darstellt.
- Modulare Flüssigmetall-gekühlte Pool-Reaktoren weisen einen ausreichenden Oberflächenbereich auf, um die Verteilung der Restwärme während Reaktor-Abschaltvorgängen zu übernehmen. Insgesamt weist das Reaktorsystem eine relativ kleine Wärmekapazität auf. Das Restpoblem ist die Verteilung der Restwärme, ohne die Containment-Strukturen signifikant zu beschädigen. Ein vollständig passives Kühlsystem erübrigt die Abhängigkeit von energiebetriebenen Pumpen und Ventilatoren und die Notwendigkeit eines Bedienereingriffs. Gleichzeitig muß der Reaktorbehälter wegen der Größenbeschränkung bei modularen Reaktoren und der Notwendigkeit einer glatten nicht unterbrochenen Tankstruktur zum Verhindern von Bereichen, wo sich Spannungen akkumulieren können, selbst nicht in der Struktur modifiziert werden. Strenge Inspektionsanforderungen erfordern ebenfalls, daß der Reaktorbehälter sowohl während der Fertigung als auch bei der Errichtung der Struktur einfach zu überprüfen ist.
- Gemäß Fig. 1 der Zeichnungen weist eine Ausführungsform einer modularen Flüssigmetall-gekühlten Pool-Reaktoranlage 10 einen Reaktorbehälter 12 auf, der typischerweise aus einem zylindrischen Tank besteht, welcher mit seiner Längsachse vertikal aufrecht angeordnet ist und ein offenes oberes Ende besitzt, das mit einem entfernbaren Deckel versehen ist. Der Reaktorbehälter 12 enthält einen Pool flüssigen Metallkühlmittels 14, wie z.B Natriummetall, wobei ein wärmeerzeugender Kern spaltbaren Brennstoffs 16 vollständig in den Flüssigmetall-Kühlmittelpool eingetaucht ist, um den Kern zu kühlen. Der Spaltungsvorgang und dessen Geschwindigkeit wird von neutronenabsorbierenden Steuerstäben 18, welche sich aus dem Brennstoffkern 16 heraus oder in diesen hinein bewegen, gesteuert.
- Eine Containment-Gehäusestruktur 20 umschließt den oberen Abschnitt der Kernreaktoranlage 10 und isoliert sie von der Außenatmosphäre, um das Entweichen von radioaktivem Material oder anderen Kontaminaten aus der Reaktorbehälter 12 zu verhindern- was entweder von dem Entfernen des Behälterdeckels 22 für den Wartungsdienst oder dessen unfallbedingten Verschiebung herrührt. Der Containment-Behälter 24 umgibt den Reaktorbehälter 12 konzentrisch in einem Abstand. Ein Betonbehälter 26 (Silo) umgibt und enthält den konzentrisch kombinierten und beabstandeten Containment-Behälter 24 und Reaktorbehälter 12.
- Vorzugsweise ist der Betonbehälter 26 bis zu dem Umfang in den Boden eingegraben, daß sein darin enthaltener Reaktorbehälter 12 und angrenzende Behälter zumindest unter der in den Zeichnungen als 28 dargestellten Bodenoberfläche angeordnet sind. Das Anordnen des Flüssigmetall-Kühlmittel enthaltenden Reaktorbehälters unter der Bodenoberfläche verhindert das Entweichen jedes Flüssigmetalls unabhängig von jedem Verlust der Unversehrtheit der den Reaktor einschließenden Behälter, wie z.B. bei dem unwahrscheinlichen Bruch sowohl des Reaktor- als auch des Containment-Behälters 12 und 24. Dennoch kann der Bruch sowohl des Reaktorbehälters 12 als auch des Containment-Behälters 24 aufgrund der Absenkung der Pegel des Flüssigmetall-Kühlmittels 14 durch die Leckage aus diesen, vom normalen Betriebspegel 30 auf den-unteren Pegel 30', was eine Zirkulation durch die konventionellen Kühlkreise und Einrichtungen unterbindet, einen potentiell gefährlichen Vorfall ergeben.
- Der niedrigste abgesenkte Pegel des Flüssigmetall-Kühlmittels, der sich aus seiner Leckage sowohl aus dem Reaktor- als auch aus dem Containment-Behälter 12 und 24 ergibt, kann ohne weiteres aus dem Vergleich des während normaler Betriebsbedingungen in dem Reaktorbehälter 12 enthaltenen Flüssigmetall-Kühlmittelvolumens mit dem zwischen in dem Bereich zwischen Containment-Behälter 24 und der Innenwand des Betonbehälters 26 enthaltenem Volumen ermittelt werden. Somit stellt sich bei einem Bruch sowohl des Reaktor- als auch des Containment-Behälters in ihren unteren Abschnitten ein niedrigster gemeinsamer Pegel 30' ein, wenn die Flüssigkühlmittel-Leckage ein Pegelgleichgewicht über alle Rückhaltebehälter einschließlich des Behälters 26 erreicht.
- Diese Anordnung dieser kombinierten Behälterkomponenten in sich umgebenden oder einschließenden beabstandeten Positionen stellen deren jeweils zylindrischen Seitenwände bereit, die eine Folge von Trennwänden mit Zwischenbereichen bilden. Insbesondere wird ein Raum 32 zwischen den die Seitenwand des Reaktorbehälters 12 und die des Containment-Behälters 24 umfassenden Trennwänden und ein Raum 34 zwischen den die Seitenwand des Containment-Behälters 24 und die des Betonbehälters 26 umfassenden Trennwänden gebildet.
- In einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung, bei der die vorstehenden kombinierten Komponenten einen kreisförmigen Querschnitt aufweisen und einander konzentrisch umgeben oder einschließen, weisen die Zwischenräume 32 und 34 jeweils einen im wesentlichen ringförmigen Querschnitt auf.
- Eine zylindrische Leitanordnung 36 unterteilt den ringförmigen Raum 34 in eine ringförmige Fluid-Falleinrichtung und in eine den Containment-Behälter 24 umgebende ringförmige Fluid-Steigeinrichtung, um einen passiven Kühlfluidströmungs-Wärmetauscherkreis 38 für die Abfuhr von Wärmeenergie von der Außenoberfläche des Reaktorbehälters, wie z.B. der während der Abschaltung des Reaktors erzeugten Abklingwärme zu bilden. Dieser passive Kühlkreis 38 weist Umgebungsluft-Kühlmittel auf, das von der Außenatmosphäre in den (die) abwärtsführende(n) Strömungskanal (Strömungskanäle) 40 hinein und durch die an der Außenoberfläche der Leitanordnung 26 im Raum 34 liegende Falleinrichtung im wesentlichen zum Boden des Behälters 26, um die Unterkante der Leitanordnung 36 herum und weiter durch die an der Innenseite der Leitanordnung 36 im Raum 34 liegende Steigeinrichtung zirkuliert. Aus dem Raum 34 strömt das Luft-Kühlmittel durch den Kreis 38 nach oben und führt dabei Wärme von der Außenoberfläche des kombinierten Containment- und Reaktorbehälters 24 und 12 mit und verläuft weiter durch (einen) nach oben führende(n) Luftkanal (Luftkanäle) 42. Dieser Kühlkreis 38 und seine Funktion sind vollständig passiv und arbeiten aufgrund des inhärenten Phänomens der natürlichen Konvektion in Fluiden, der Leitung, Konvektion und Wärmestrahlung selbständig.
- Strömungs-Steuerventile 44 und 66 für das Luft-Kühlmittel sind in dem (den) nach unten führenden Luf tkanal (Luf tkanälen) 40 bzw. in dem (den) nach oben führenden Luftkanal (Luftkanälen) 42 vorgesehen, um das Volumen des Luft-Kühlmittelstroms durch die Kanäle zu regeln oder den Luftdurchtritt durch diese zu beenden.
- Das vorstehende selbständig arbeitende passive Kühlsystem ist ohne die Unterstützung von mechanischen oder elektrischen Einrichtungen, wie z.B. Schaltern, Sensoren, Pumpen und dergleichen sehr wirksam bei der schützenden Abfuhr der Wärme von dem Reaktorkern. Dieses System ist insbesondere für die Abfuhr der von dem Brennstoffkern während der Reaktorabschaltung erzeugten Abklingwärme nützlich und erfordert keine Unterstützung durch Personal.
- Jedoch kann in dem Falle eines unwahrscheinlichen, den zweifachen Bruch sowohl des Reaktorbehälters 12 als auch des Containment-Behälters 24 umfassenden Vorfalls die Leckage des Flüssigmetall-Kühlmittels 14 aus beiden Rückhaltebehältern den Kühlmittelpegel innerhalb des Reaktors erheblich reduzieren. Beispielsweise kann die Leckage des Flüssigmetall-Kühlmittels 14 hinter die Rückhaltebehälter 12 und 24 in den Betonbehälter 26 die Oberfläche des Kühlmittels 14 von einem effektiven Betriebspegel von etwa 30 auf einen Pegel 30' absenken, was die Zirkulation des Kühlmittels durch die konventionellen Wärmetauscherkreise oder -Schleifen des Reaktors verhindert. In einem derartigen Fall werden die konventionellen Kühlsysteme unwirksam, und Hilf seinrichtungen, wie das passive Wärmeabfuhrsystem nach dem Stand der Technik oder wie das vorstehend beschriebene, werden mit Flüssigmetall-Kühlmittel blockiert, das in deren Fluidströmungskanäle ausgelaufen ist, und werden somit ebenfalls wirkungslos.
- In dieser Ausführungsform der Erfindung ist ein passives Hilfs-Kühl-Sicherheitssystem 48 mit einem zweiten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis für den Durchtritt von Fluid-Kühlmittel im wesentlichen bis unter jeden reduzierten Pegel des Flüssigmetall-Kühlmittels des Reaktors vorgesehen, welches gegenüber dem Flüssigmetall und seinen mitgeschleppten radioaktiven Inhalten verschlossen ist.
- Gemäß Fig. 1 weist das passive Kühlsicherheitssystem einen konzentrisch angeordneten Fluidströmungskreis 50 auf, der in dem Reaktorbehälter 12 sich im wesentlichen bis zu dessen unteren Ende erstreckend angeordnet ist. Der Kreis 50 stellt eine in einem inneren Rohr 52 abwärtsgerichtete Kühlmittelströmung im wesentlichen bis in die Nähe des Brennstoffkerns im Reaktorbehälter 12 und eine aufwärtsgerichtete Rückströmung in einem äußeren ringförmigen Rohr 54 bereit. Der Kreis 50 dieser Ausführungsform erstreckt sich in den Reaktorbehälter 12 über eine wesentliche Strecke unter den Leckpegel 30' des Flüssigmetall-Kühlmittels des Reaktors hinaus. Ein Fluid-Kühlmittel, wie z.B. Luft, führt in dem Kreis 50 Wärme aus dem Inneren des Reaktorbehälters 12 nach oben zu einer Wärmetauscheranordnung, die aus einer Kammer (Kammern) 56 zur Übertragung der Wärme und ihrer Verteilung durch Ausblasen in die Atmosphäre dient. Da der sich innerhalb des Reaktorbehälters 12 erstreckende Abschnitt des Kreises 50 geschlossen ist, ist ein Kontakt mit radioaktiven Material ausgeschlossen, und das die Wärme transportierende Fluid kann in die Atmosphäre hinaus verteilt werden. Vorzugsweise ist eine Vielzahl derartiger konzentrisch angeordneter Fluidströmungskreise 50 in dem Reaktorbehälter 12 angeordnet, um eine angemessene Kühlkapazität bereitzustellen. In einer alternativen konventionellen Ausführungsform der Erfindung sind einige Fluid-führende Rohre in Wärmetauschereinheiten zusammengefaßt, wobei eine Einheit unterhalb des Natriumpegels und eine Einheit in der Außenbereich-Luftatmosphäre angeordnet ist, und ein Kühlfluid, wie z.B. Natrium in einzelnen Rohren, wovon eines kaltes Fluid transportiert und das andere heißes Fluid transportiert, transportiert wird.
- In Fig. 2 und 3 ist eine weitere Ausführungsform dargestellt, die ein passives Kühlsicherheitssystem 48' verwendet, welches zumindest einen konzentrisch angeordneten Fluidströmungskreis 58 aufweist, der sich in den Raum 34 zwischen der Leitanordnung 36 und dem Containment-Behälter 24 etwa bis zum unteren Ende der Reaktor- und Containment-Behälter 12 und 24 nach unten erstreckt. Die Kreise 58 umfassen jeweils ein inneres zentrales Rohr oder einen Kanal 60, um Kühlmittel im wesentlichen über die Länge des Reaktorbehälters 12 und nach unten und dessen aufwärts führenden Rücklauf unter Transport von Wärme durch ein das Rohr 60 umgebendes äußeres Rohr oder einen Kanal 62 zu führen. Die Rohre 60 stehen mit dem (den) nach unten führenden Strömungskanal (Strömungskanälen) 40 in Fluidverbindung, und die äußeren Umgebungsrohre 62 stehen mit stehen mit dem (den) nach oben führenden Strömungskanal (Strömungskanälen) 42 in Fluidverbindung. Somit kann von der Außenatmosphäre in den nach unten führenden Strömungskanal 40 eingesaugtes Umgebungsluft-Kühlmitel in die Rohre 60 der Kreise 58 verteilt werden, entlang deren Länge nach unten strömen und die Richtung ändern, um weiter durch Rohre 62 nach oben strömen, Wärme von der Reaktorbehälter 12 wegtransportieren und in den nach oben führenden Strömungskanal 42 zum Ausblasen in die Atmosphäre abgeben, um die abgeführte Wärme zu verteilen.
- Der Kühlkreis dieser Ausführungsform ist wirksam, wenn der Pegel des Flüssigmetall-Reaktorkühlmittels durch Leckage in den Betonbehälter 26, beispielsweise bis auf den Pegel 30' reduziert ist, wobei der Zirkulationsmechanismus vollständig passiv oder eigenständig ist. Desweiteren ist der Kühlkreis in Bezug auf das Flüssigmetall-Reaktorkühlmittel geschlossen, wodurch keine radioaktiven Inhalte mitgeschleppt und in die Atmosphäre freigesetzt werden. Somit arbeitet dieser Kühlkreis wirksam nach dem Auftreten von Lecks im Reaktor- und Containment-Behälter und nachdem Ventile 44 und 46 geschlossen wurden, um einen Verbindung zwischen dieser Behälteratmosphäre mit der Außenatmosphäre zu verhindern.
- Die in den Figuren 4 und 5 dargestellte Ausführungsform verwendet eine spezielle Anordnung eines passiven Kühl-Sicherheitssystem 48'', das mehrere Kreise aufweist, die aus ein inneres Zentralrohr(e) 66 und ein äußeres ringförmiges Umgebungsrohr(e) 68 aufweisenden konzentrischen Rohren bestehen. Die Anordnung dieser Ausführungsform dient sowohl als Fluidströmungskreise 64 zum Kühlen des Reaktorkerns als auch als eine zylindrische Leitanordnung 70 im Raum 34, welche die Leitanordnung 36 ersetzt, indem sie die Funktion der Bildung eines Kühlmittelströmungspfades im wesentlichen bis zu dem Boden des Raums 34 für das normale Luft-Kühlsystem ausführt, wenn keine Behälterlecks vorliegen. Gemäß Darstellung bilden die konzentrischen Rohre 66 und 68 aneinanderstoßend eine zylindrische Wand, die sich im Raum 34 zwischen dem Betonbehälter 26 und Containment-Behälter 24 nach unten erstreckt, und den Containment- und Reaktorbehälter 24 und 12 umgibt. Die aneinanderstoßend zylindrische Wand der konzentrischen Rohre führt im wesentlichen dieselbe Aufgabe wie die Leitanordnung 36 aus, wobei sie aber auch als ein passives Hilfs-Kühl-Sicherheitssystem wirken können.
- Beispielsweise wird während des Normalbetriebs des passiven Kühl-Sicherheitssystems Kühlmittelfluid, wie z.B. Luft von der Außenatmosphäre, in den (die) Strömungskanal (Strömungskanäle) 40 eingesaugt und tritt im Raum 34 zwischen dem Betonbehälter 26 und der Außenseite der von den aneinanderstoßenden konzentrischen Rohre 66 und 68 gebildeten Leitanordnung 70 zum unteren Ende der Rohre im wesentlichen nahe am Boden des Behälters 26 durch. Danach ändert der Fluidströmungspfad die Richtung um das untere Ende der Rohre 66 und 68 und passiert nach oben gerichtet den Raum 34 zwischen der Innenseite der Leitanordnung 70 und dem Containment-Behälter 24, wobei er Wärme von der Oberfläche des letzteren absorbiert. Das Wärme transportierende Kühlmittel tritt in den nach oben gerichteten Strömungskanal 42 ein, worauf es in die Atmosphäre ausgeblasen wird, um die transportierte Wärme abzuführen.
- Das passive Kühlsystem 48'' sorgt dafür, daß das Kühlfluid von dem nach unten führenden Strömungskanal in die Innenrohre 66 verteilt wird, worauf es dann abwärts und aus dem unteren Ende in die umgebenden Rohre 68 strömt und die Richtung ändert und weiter durch das umgebende Rohr 68 nach oben strömt, wobei es Wärme von dem Reaktor absorbiert. Von dem Rohr 68 aus tritt das Kühlmittel mit der transportierten Wärme in den aufwärts gerichteten Strömungskanal 42 über und weiter, um zur Abfuhr der Wärme in die Atmosphäre ausgeblasen zu werden.
- Eine weitere Ausführungsform dieser Erfindung ist in den Figuren 6 und 7 dargestellt und weist einen Sicherheitsbehälter 72 in dem Raum 34 zwischen dem Containment-Behälter 24 und dem Behälter 26 auf. Das passive Kühl-Sicherheitssystem 48"' dieser Ausführungsform weist ebenfalls mehrere Kreise .74 auf. Die Kreise 74 umfassen eine Reihe von Fluid-transportierenden Rohren, wovon jedes entlang seiner Länge in zwei Abschnitte unterteilt ist mit Ausnahme ihrer unteren Enden, wo beide Abschnitte jedes Rohres in Fluidverbindung miteinander stehen. Insbesondere weisen die in den Figuren 6 und 7 dargestellten Fluid-transportierenden Rohre zwei aneinanderstoßende halbkreisförmige Rohre auf, ein äußeres halbkreisförmiges Rohr 76, welches in Fluidverbindung mit dem nach unten strömenden Luftkanal 40 steht, und ein inneres halbkreisförmiges Rohr 78, welches in Fluidverbindung mit dem nach oben strömenden Luftkanal 42 steht. Die Rohrkonfiguration kann auch die vorstehend beschriebene und z.B. in den Figuren 4 und 5 dargestellte konzentrische Anordnung sein, oder die Rohre können eine U-förmige Konfiguration aufweisen, wobei ein Schenkel kalte Luft nach unten und der andere Schenkel heiße Luft nach oben transportiert.
- Somit kann in den Luf tkanal 40 nach unten eingesaugte Luft in halbkreisförmige Rohre 76 verteilt werden, den Durchtritt durch das Rohr 76 nach unten zu dessem unteren Ende fortsetzten, dann in ein anstoßendes halbkreisförmiges Rohr 78 überwechseln und darin nach oben strömen und dabei Wärme von dem Reaktorbehälter 12 absorbieren. Aus den Rohren 78 wird die Wärme-transportierende Kühlmittelströmung in den nach oben gerichteten Strömungskanal 42 abgegeben, worauf das Fluid-Kühlmittel und die Wärme in die Atmosphäre ausgeblasen werden, um die vom Reaktor wegtransportierte Wärme abzuführen. Das passive Kühlsystem 48"' arbeitet 50wohl als das normale Kühlsystem (wenn kein Leck vorliegt) als auch als das Reserve-Kühlsystem nach dem Auftreten von Lecks sowohl in dem Reaktorbehälter 12 als auch in dem Containment-Behälter 72 und erfordert keine Bediener-betätigten Strömungssteuerventile.
- Nachdem nun einige Ausführungsformen der Erfindung beschrieben wurden, können verschiedene Aspekte davon wie folgt erkannt werden:
- Nach einem Aspekt wird ein verbessertes passives Kühl- Sicherheitssystem für Flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren für das Abführen der Abklingwärme und sensiblen Wärme unter widrigen Bedingungen bereitgestellt.
- Nach einem weiteren Aspekt wird ein indirektes Kühl-Sicherheitssystem für das passive Kühlen von Flüssigmetallgekühlten Kernreaktoren bereitgestellt, die einen Kern aus spaltbaren Brennstoff aufweisen, der im wesentlichen in einen Pool aus Flüssigmetall-Kühlmittel eingetaucht ist.
- Noch ein weiterer Aspekt wird in der Bereitstellung eines verbesserten passiven Kühl-Sicherheitssystem für Flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren gesehen, das einen zweiten Kühlkreis für das Abführen von Wärme von einem reduzierten Pegel des Reaktorkühlmittels aufweist.
- Desweiteren wird ein Wärme abführendes Sicherheitssystem für Flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren bereitgestellt, welches vollständig passiv ist und aufgrund des inhärenten Phänomens der natürlichen Konvektion in Fluiden, der Leitung, Konvektion und Wärmestrahlung kontinuierlich arbeitet.
- Schließlich wird nach einem weiteren Aspekt ein verbessertes passives Sicherheitssystem zum Abführen der während des Abschaltens in einem Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktor erzeugten Abklingwärme und sensiblen Wärme bereitgestellt, das eine Kombination von alternativen Fluidkreisen verwendet, die einen zweiten zirkulierenden Strömungspfad zum Abführen von Wärme aus einem reduzierten Pegel des Reaktorkühlmittels einschließen, der sich von einer Leckage des Kühlmittels aufgrund von Brüchen sowohl in dem Reaktorbehälter als auch in dem Containment-Behälter ergibt.
Claims (13)
1. Passives Kühlsystem für einen
Flüssigmetall-gekühlten Kernreaktor, enthaltend:
einen Reaktorbehälter (12) zum Aufnehmen eines Pools
eines Flüssigmetall-Kühlmittels (14) mit einem darin
eingetauchten Kern aus spaltbarem Brennstoff (16) und einer
Seitenwand des Reaktorbehälters (12), der eine innerste erste
Trennwand bildet;
einen Containment-Behälter (24), der den
Reaktorbehälter (12) mit Abstand zu dem Reaktorbehälter (12) umgibt,
wobei eine Seitenwand des Containment-Behälters eine zweite
Trennwand bildet, die einen Zwischenbereich (32) mit der im
Abstand angeordneten innersten ersten Trennwand bildet;
einen Betonbehälter (26), der den Containment-Behälter
(24) mit Abstand zu dem Containment-Behälter umgibt, wobei
eine Seitenwand des Betonbehälters eine äußerste dritte
Trennwand bildet, die einen Zwischenbereich (34) mit der im
Abstand angeordneten zweiten Trennwand bildet; und
einen ersten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (40,
42) für den Durchtritt von eines atmosphärische Luft
aufweisenden Kühlmittels, der sich nach unten durch den
Bereich (34) zwischen dem Betonbehälter (26) und dem
Containment-Behälter (24) über etwa die Länge des
Containment-Behälters (24) und dann zurück nach oben erstreckt und nach
außen in die Atmosphäre zurückkehrt;
gekennzeichnet durch
einen zweiten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48,
48', 48'', 48"'), der in Bezug auf das Flüssigmetall-
Reaktorkühlmittel geschlossen ist, für den Durchtritt des
Fluidkühlmittels, der sich von oberhalb des Pegels des
Reaktorbehälters nach unten zu einem Pegel unterhalb des
berechenbaren, tiefsten Flüssigmetall-Kühlmittelpegels
(30') erstreckt, der aus der Leckage des gesamten Pools aus
dem Reaktorbehälter (12) und dem Containment-Behälter (24)
in den Betonbehälter (26) resultiert und dann zurück nach
oben und in einen wärmeübertragenden Kontakt mit der
Atmosphäre oder mit dem ersten Kühlmittel-Fluidströmungskreis
(40, 42), der zur Atmosphäre offen ist für eine Übertragung
thermischer Energie von dem Kühlmittel, das durch den
zweiten Fluidströmungskreis hindurchströmt, zur Atmosphäre.
2. Passives Kühlsystem nach Anspruch 1, wobei der
zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48, 48', 48'',
48"') nach unten in den Zwischenbereich des Raumes
zwischen dem Betonbehälter (26) und dem Containment-Behälter
(24) führt.
3. Passives Kühlsystem nach Anspruch 1, wobei der
zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48, 48', 48'',
48"') wenigstens zwei konzentrisch angeordnete Kanäle (52,
54; 60, 62; 68, 70; 76, 78) aufweist, die einen Teil des
zweiten Fluidströmungskreises bilden.
4. Passives Kühlsystem nach Anspruch 1, wobei der
zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis ein geschlossener
Kreis (48) ist, der sich von oberhalb des Reaktorbehälters
(12) nach unten in dessen Innenraum erstreckt.
5. Passives Kühlsystem nach Anspruch 4, wobei der
geschlossene zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48)
wenigstens zwei konzentrisch angeordnete Kanäle (52, 54)
aufweist, die Flüssigmetall-Kühlmittel enthalten.
6. Passives Kühlsystem nach Anspruch 5, wobei mehrere
geschlossene zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreise
(48), die Natrium enthaltende, konzentrisch angeordnete
Kanäle (52, 54) aufweisen, sich nach unten in den Innenraum
des Reaktorbehälters (12) bis etwa neben dem Oberteil des
Brennstoffkerns (16) erstrecken.
7. Passives Kühlsystem nach einem der Ansprüche 1 bis
4, wobei eine zylindrische Leitanordnung (36) im Abstand in
dem Zwischenbereich (34) zwischen dem Betonbehälter (26)
und dem Containment-Behälter (24) angeordnet ist und im
wesentlichen die Länge der Seitenwand des
Containment-Behälters umschreibt, um eine Strömungs-Leitanordnung in dem
ersten Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (40, 42) zu bilden,
um den Durchtritt des atmopshärische Luft aufweisenden
Kühlmittels nach unten zwischen den Betonbehälter und die
Leitanordnung, um das untere Ende der Leitanordnung herum
und zurück nach oben zwischen die Leitanordnung (36) und
den Containment-Behälter (24) nach außen in die Atmosphäre
zu leiten.
8. Passives Kühlsystem nach Anspruch 1, enthaltend:
einen Sicherheitsbehälter (72), der den
Reaktorbehälter (12) im Abstand innerhalb des Zwischenbereiches
zwischen den Seitenwänden des Betonbehälters (26) und dem
Containment-Behälter (24) umgibt;
wobei der erste Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (40,
42) für den Durchtritt von atmopshärische Luft aufweisendem
Kühlmittel nach unten durch den Bereich (34) zwischen dem
Containment-Behälter (24) und dem Sicherheitsbehälter (72)
angeordnet ist; und
der zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48"')
sich von oberhalb des Reaktorbehälters (12) zu einem Pegel
unterhalb des berechenbaren, tiefsten
Flüssigmetall-Kühlmittelpegels (30') erstreckt, der aus der Leckage des
gesamten Pools aus dem Reaktorbehälters (12) und dem
Containment-Behälter (24) in den Sicherheitsbehälter (72)
resultiert.
9. Passives Kühlsystem nach einem der Ansprüche 1 und
3 bis 8, wobei sich der zweite
Strömungsmittel-Wärmetauscherkreis nach unten etwa neben das untere Ende des
Reaktorbehälters (12) erstreckt.
10. Passives Kühlsystem nach einem der Ansprüche 1, 3
oder 5 bis 9, wobei der zweite
Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48', 48'', 48"') eine Vielzahl von Kanalpaaren
(60, 62; 66, 68) aufweist, die den Containment-Behälter
(24) umgeben.
11. Passives Kühlsystem nach Anspruch 10, wobei der
zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48"') eine
Vielzahl von aneinander angrenzenden Kanalpaaren (76, 78)
aufweist.
12. Passives Kühlsystem nach Anspruch 10, wobei der
zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48"') eine
Vielzahl von Kanalpaaren aufweist, die den Sicherheitsbehälter
(72) umgeben.
13. Passives Kühlsystem nach Anspruch 10, wobei der
zweite Fluidströmungs-Wärmetauscherkreis (48"') sich von
oberhalb des Reaktorbehälters (12) nach unten in den
Zwischenbereich des Raumes zwischen dem Containment-Behälter
(24) und dem Sicherheitsbehälter (72) erstreckt.
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Families Citing this family (29)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5154877A (en) * | 1991-03-28 | 1992-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Passive off-site radiation reduction apparatus |
| US5223210A (en) * | 1991-08-16 | 1993-06-29 | General Electric Company | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path |
| US5158741A (en) * | 1991-08-16 | 1992-10-27 | General Electric Company | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors |
| US5190720A (en) * | 1991-08-16 | 1993-03-02 | General Electric Company | Liquid metal cooled nuclear reactor plant system |
| US5215708A (en) * | 1992-06-19 | 1993-06-01 | General Electric Company | Reactor building assembly and method of operation |
| US5339340A (en) * | 1993-07-16 | 1994-08-16 | General Electric Company | Liquid metal reactor air cooling baffle |
| US5406602A (en) * | 1994-04-15 | 1995-04-11 | General Electric Company | Passive air cooling of liquid metal-cooled reactor with double vessel leak accommodation capability |
| US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
| US6519308B1 (en) * | 1999-06-11 | 2003-02-11 | General Electric Company | Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems |
| KR100856174B1 (ko) * | 2000-12-14 | 2008-09-03 | 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 | 원자로 플랜트, 원자로 플랜트의 구성 및 가동 방법, 냉각 시스템, 핵 열원 냉각 방법 |
| ITTO20070052A1 (it) * | 2007-01-24 | 2008-07-25 | Luciano Cinotti | Sistema di evacuazione del calore residuo da un reattore nucleare |
| ITMI20070773A1 (it) * | 2007-04-16 | 2008-10-17 | Luciano Cinotti | Sistema per l'evacuazione del calore residuo da un reattore nucleare raffreddato a metallo liquido o sali fusi |
| US9984777B2 (en) * | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| KR100935089B1 (ko) * | 2007-12-20 | 2010-01-06 | 한국원자력연구원 | 소듐냉각 고속로의 잔열제거용 중간 소듐루프에서의 소듐고화가능성을 배제한 피동 안전등급 잔열제거 시스템 |
| US8638901B2 (en) | 2010-12-29 | 2014-01-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimum configuration for fast reactors |
| CN102623072A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-08-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出*** |
| CN103123314B (zh) * | 2012-12-19 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | 应力腐蚀监测*** |
| CN104269194B (zh) * | 2014-10-13 | 2016-09-07 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出*** |
| JP6422103B2 (ja) * | 2015-01-09 | 2018-11-14 | 三菱Ｆｂｒシステムズ株式会社 | 高速増殖炉の崩壊熱除去系設備 |
| CN104658620B (zh) * | 2015-02-05 | 2017-03-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 |
| CA2991079C (en) * | 2015-12-31 | 2020-02-18 | Tsinghua University | Residual heat removal ventilation system for spent fuel dry storage facility of nuclear power plant |
| FR3062235B1 (fr) * | 2017-01-26 | 2019-06-07 | Societe Technique Pour L'energie Atomique | Reacteur nucleaire integrant un echangeur de chaleur primaire de securite |
| CN108520785B (zh) * | 2018-06-19 | 2023-07-28 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 用于熔盐堆的非能动余热排出***及余热排出方法 |
| US11387008B2 (en) | 2019-12-31 | 2022-07-12 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Passive containment cooling system for boiling water reactor and method of installation |
| CN112420226B (zh) * | 2020-11-19 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于环形气冷器的非能动余热排出*** |
| CN112382420B (zh) * | 2020-11-19 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于水冷器的非能动余热排出*** |
| CN113140337B (zh) * | 2021-03-05 | 2023-09-15 | 国科中子能(青岛)研究院有限公司 | 多介质共用冷却通道的非能动冷却***、方法及反应堆 |
| CN113674881A (zh) * | 2021-07-14 | 2021-11-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种铅铋堆压力容器非能动余热排出*** |
| CN114334196B (zh) * | 2021-12-15 | 2022-11-22 | 上海交通大学 | 氦氙冷却反应堆的固有安全设计方法、装置及设备 |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2462002A1 (fr) * | 1979-07-17 | 1981-02-06 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et muni d'un systeme d'evacuation de la puissance residuelle |
| FR2506063B1 (fr) * | 1981-05-14 | 1987-09-04 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire comportant un refroidissement des structures peripheriques par convection naturelle d'air |
| US4678626A (en) * | 1985-12-02 | 1987-07-07 | General Electric Company | Radiant vessel auxiliary cooling system |
| JPS6350791A (ja) * | 1986-08-20 | 1988-03-03 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の安全容器 |
| JPS6358291A (ja) * | 1986-08-29 | 1988-03-14 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
| JPS6394190A (ja) * | 1986-10-08 | 1988-04-25 | 株式会社東芝 | 高速増幅炉の崩壊熱除去系 |
| US4889682A (en) * | 1988-05-20 | 1989-12-26 | General Electric Company | Passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
| US4959193A (en) * | 1989-05-11 | 1990-09-25 | General Electric Company | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors |
-
1990
- 1990-06-21 US US07/541,647 patent/US5043136A/en not_active Expired - Lifetime
-
1991
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- 1991-06-19 DE DE69107908T patent/DE69107908T2/de not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5043136A (en) | 1991-08-27 |
| DE69107908D1 (de) | 1995-04-13 |
| JP2659632B2 (ja) | 1997-09-30 |
| EP0462810B1 (de) | 1995-03-08 |
| EP0462810A1 (de) | 1991-12-27 |
| JPH04232496A (ja) | 1992-08-20 |
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