HEAT DISSIPATION SYSTEM FOR A NUCLEAR REACTOR, IN PARTICULAR A PRESSURIZED WATER REACTOR

• Main Authors: LEIDEMANN, WERNER, HARTMANN, HEINZ-WERNER, MACKERT, PIUS
• Format: Patent
• Language: English; French; German
• Published: 15.09.1994
• Edition: 5
• Subjects: NUCLEAR ENGINEERING; NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR REACTORS; PHYSICS

In order to increase the inherent safety of a nuclear power station, in particular a nuclear power station with a pressurized water reactor, an active or passive heat dissipation system is proposed. A safety tank (100) is surrounded by the concrete construction of a reactor building (5) and in turn surrounds the nuclear reactor as a confinement (2). The safety tank has in its bottom area a sump volume (3) for receiving cooling water (4). The cooling pipes (6) of a sump cooler (SC) are arranged inside the sump volume (3) in such a way that they are covered by the cooling water (4) at their primary side at least when sump volume (3) is largely filled. The secondary side (KII) of the cooling pipes (6) is connected to an intermediate cooler (g) by feeding and return lines (7, 12; 8, 11) of the sump cooler (SC). The intermediate cooler (9) is connected at the tertiary side to a heat sink (24; 28) arranged outside of the reactor building (5). Both the intermediate cooling circuit and the tertiary circuit may be operated with a natural circulation. In addition, means (10) for circulating cooling water (4) in the intermediate circuit through the sump cooler and the intermediate cooler (SC; 9) may be provided. Un système de dissipation de chaleur actif ou passif permet d'accroître la sécurité inhérente d'une centrale nucléaire, notamment d'une centrale à réacteur à eau sous pression. Une cuve de sécurité (100) est entourée d'une construction en béton qui fait partie du bâtiment (5) du réacteur et qui forme à son tour un confinement qui entoure le réacteur nucléaire. La cuve de sécurité (100) comprend dans sa zone inférieure un puisard (3) de réception de l'eau de refroidissement (4). Les tuyaux de refroidissement (6) d'un refroidisseur (SC) du puisard (3) sont recouverts du côté primaire par l'eau de refroidissement (4) au moins lorsque le puisard (3) est largement rempli. Le côté secondaire (KII) des tuyaux de refroidissement (6) est raccordé à un refroidisseur intermédiaire (9) par des conduites d'amenée et de retour (7, 12; 8, 11) du refroidisseur (SC) du puisard. Le refroidisseur intermédiaire (9) est raccordé de son côté tertiaire à un puits thermique (24; 28) situé à l'extérieur du bâtiment (5) du réacteur. Aussi bien le circuit de refroidissement intermédiaire que le circuit tertiaire peuvent être exploités avec un circulation naturelle. En outre, des moyens (10) peuvent également être utilisés afin de faire circuler l'eau de refroidissement (4) dans le circuit intermédiaire, à travers le refroidisseur du puisard (SC) et le refroidisseur intermédiaire (9).