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Die Erfindung betrifft ein Kernreaktorkühlsystem, umfassend einen Reaktordruckbehälter, welcher seinerseits innerhalb eines von einer ersten Schutzwandung umgebenen ersten räumlichen Bereiches (Reaktorgrube) angeordnet ist sowie einen auf ähnlicher geodätischen Höhe zum ersten Bereich angeordneten zweiten von einer zweiten Schutzwandung umgebenen räumlichen Bereich (Reaktorsumpf). Dieser ist dafür vorgesehen, aus einem primären mit dem Reaktordruckbehälter zusammenwirkenden Kühlsystem austretendes Kühlwasser zu sammeln.
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Es ist allgemein bekannt, dass Leichtwasserreaktoren zur Stromerzeugung genutzt werden. Hierbei erzeugt nuklearer Brennstoff, beispielsweise in Form von Brennstäben, in einem Reaktor in einem nuklearen Spalt- und Zerfallsprozess Wärme. In jedem Fall ist durch eine Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern dafür zu sorgen, dass dieser innerhalb einer unkritischen Temperatur bleibt. Bei Leichtwasserreaktoren (Druck- und Siedewasserreaktoren) ist der Reaktorkern in einem Druckbehälter angeordnet. Dieser bildet bei Druckwasserreaktoren mit einem Dampferzeuger und den Zu- bzw. Ableitungen ein geschlossenes System zum Umlauf von Kühlmittel, das eigentliche Kernreaktorkühlsystem. Zur Abfuhr der durch den Kontakt des Kühlmittels mit den Brennelementen übertragenden Wärme dienen bei einem Druckwasserreaktor der Dampferzeuger und die nachgeschaltete Dampfturbine mit ihrem Kondensator. Bei Siedewasserreaktoren entfallen die Dampferzeuger, d. h. der Dampf aus dem Reaktor wird zum Antrieb der Wasserdampfturbinen direkt genutzt und die Wärme des Kühlmittels abgegeben.
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Aber auch wenn ein Leichtwasserreaktor, beispielsweise zu Wartungszwecken, komplett heruntergefahren worden ist, erzeugt er für einen längeren Zeitraum eine Restwärme, die Nachzerfallswärme. Diese Wärme ist zwar nicht so hoch, dass diese zur wirtschaftlichen Erzeugung von Nutzdampf verwendet werden könnte, dennoch ist sie kontinuierlich abzuführen, weil sonst eine Überhitzung des Reaktors die Folge wäre.
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Zum weiteren Herunterfahren eines Kernreaktors bis in den kalten Zustand sind daher Not- beziehungsweise Nachkühlsysteme vorgesehen, welche ein Nachzirkulieren des Kühlmittels nach Abschalten der Hauptkühlmittelpumpen sowie eine Wärmeabgabe an ein sekundäres Kühlsystem gewährleisten.
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Bei einem Kühlmittelverluststörfall, das heißt nach Auftreten einer Leckage in einer Primärkühlmittel führenden Rohrleitung oder anderen Komponente des Primärsystems, gelangt Leckwasser je nach Lage des Lecks in einen sogenannten Reaktorsumpf oder in die Reaktorgrube des Innenraums des Reaktorgebäudes, welcher durch einen Reaktorsicherheitsbehälter abgeschlossen ist. Der Reaktorsumpf ist üblicherweise unterhalb der Primärkühlmittel führenden Leitungen und Komponenten angeordnet und ist daher ein Sammelbecken auch für ungewollt austretendes Primärkühlmittel bei Leckagen in diesem Raumbereich, bei Leichtwasserreaktoren also Wasser. Der Reaktorsumpf als räumlicher Bereich ist üblicherweise an seinen Seitenwänden und am Boden aus einer Betonwandung gebildet. In ähnlicher Weise ist auch der räumliche Bereich, in welchem das Reaktordruckgefäß angeordnet ist, an seinen Seitenwänden und am Boden aus einer Betonwandung gebildet, dem Splitterschutzzylinder.
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Zur Beherrschung von Kühlmittelverluststörfällen haben Kernkraftwerke verschiedene konstruktive Eigenschaften und Einrichtungen. Am Beispiel eines Druckwasserreaktors, wie er in vielen deutschen Kernkraftwerken in Betrieb ist, lässt sich der Ablauf der Gegenmaßnahmen bei einem solchen Störfall durch die folgenden vier Phasen beschreiben. Diese werden der Reihe nach eingeleitet, falls das Austreten des Kühlmittels nicht schon bis zum jeweiligen Zeitpunkt beendet ist.
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Durch das Leck strömt das Kühlmittel des Reaktorkühlsystems als Wasser-Dampf-Gemisch je nach Lage des Lecks in die Reaktorgrube oder in den Raumbereich außerhalb des Splitterschutzzylinders innerhalb des Sicherheitsbehälters. Durch den Kühlmittelverlust und dem anschließend eingeleiteten Abfahren der Anlage bei Abführung der Wärme über die Dampfturbine bzw. deren Kondensatoren fällt der Druck im Reaktorkühlkreislauf. Bei Anstehen entsprechender Grenzwerte wird der Reaktor durch das Sicherheitssystem automatisch abgeschaltet. Bei relativ hohem Primärkreisdruck speisen die Sicherheitsspeisepumpen in den Primärkreis ein, um die Kühlmittelleckage und die Volumenkontraktion durch den Abkühlvorgang auszugleichen. Hierzu wird bevorratetes, boriertes Kühlmittel aus den Flutbehältern/Flutbecken entnommen. Bei sehr kleinen Leckagen erfolgt dies über die Hochdruckpumpen des Volumenregelsystems.
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Bei bestimmten Transienten nach Kühlmittelverluststörfällen folgt die selbsttätige Einspeisung von bevorratetem, boriertem Kühlmittel aus Druckspeichern oder Flutbehältern.
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Wenn in Laufe der Transiente der Druck im Kühlkreislauf soweit abgesunken ist, dass die Sicherheitseinspeisepumpen abgeschaltet werden müssen, bevor die Betriebskennwerte außerhalb der Betriebskennfelder liegen, wird die Einspeisung von Kühlmittel aus den Flutbehältern/Flutbecken über die Nachkühlpumpen fortgesetzt.
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Neben der Kühlmittelergänzung wird mit den Not- und Nachkühlpumpen die Wärme aus dem Reaktorkühlsystem über eine weitere Wärmesenke neben der Dampfturbine und deren Kondensatoren abgeführt.
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Bevor die Flutbehälter einen für die Nachkühlpumpen kritischen Füllstand erreichen, wird automatisch auf Sumpfbetrieb umgeschaltet. Die Nachkühlpumpen fördern dann anschließend das Wasser fortdauernd aus dem Sumpf über Nachwärmekühler in den Primärkreislauf zurück.
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Für den Fall, dass das Leck im primären Kühlkreislauf jedoch in Strömungsrichtung vor Eintritt des gekühlten Wassers in den Reaktorkern aufgetreten ist, strömt das Wasser aus dem primären Kühlkreislauf aus ohne den Reaktorkern je zu erreichen. Eine Nachkühlung des Reaktorkernes ist unter diesen Umständen nicht möglich. Durch sogenannte Auswahlschaltungen ist zudem ein Einspeisen von Kühlmittel, bei Druckwasserreaktoren insbesondere Wasser, in eine defekte Primärkühlleitung regelungstechnisch zumeist unterbunden.
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Not- beziehungsweise Nachkühlsysteme weisen üblicherweise folgende Komponenten auf: Sumpfsaugleitungen zur Aufnahme des im Reaktorsumpf gesammelten Kühlmittels beziehungsweise Kühlwassers, Nachkühlpumpen sowie Nachwärmetauscher zur Abführung der Nachwärme. Darüber hinaus stehen das Brennelement-Beckenreinigungssystem zur Reinigung des Kühlwassers oder das Kühlwasser-Reinigungssystem, ein Flutbehälter beziehungsweise ein Flutbecken sowie entsprechende Füllleitungen zur Verfügung.
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Ausgehend von diesem Stand der Technik ist es Aufgabe der Erfindung ein Kernreaktorkühlsystem anzugeben, welches eine nochmals erhöhte Sicherheit ermöglicht und dabei möglichst einfach zu realisieren ist.
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Diese Aufgabe wird gelöst durch ein Kernreaktorkühlsystem der eingangs genannten Art. Dieses ist dadurch gekennzeichnet, dass das Kernreaktorkühlsystem Mittel umfasst, in einem Notfall den ersten räumlichen Bereich, also die Reaktorgrube, mit gekühltem Kühlwasser zu fluten.
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In dem eingangs genannten exemplarischen Störfall gehen die Kühlvorrichtungen des Not- beziehungsweise Nachkühlsystems zumindest teilweise ins Leere, wenn weitere Störungen der Anlage vorliegen, z. B. Nichteinfallen der Steuerelemente im Reaktorkern, Ausfall der Hauptwärmesenke oder weil eine Einspeisung des gekühlten Sumpfwassers in das Primärkühlsystem aufgrund der speziellen Lage des Lecks im Primärkühlkreislaufes nicht möglich ist – es fehlt also eine benötigte Kühlleistung. Die Grundidee der Erfindung besteht darin, in einem solchen Notfall eine zusätzliche Kühlung zur Verfügung zu stellen, nämlich indem der erste räumliche Bereich, die Reaktorgrube, zwischen erster Wandung und Reaktordruckbehälter zumindest soweit mit gekühltem Kühlwasser geflutet wird, so dass der Reaktordruckbehälter wenigstens in seinem unteren Bereich außenseitig unter Kühlwasser ist und damit von außen eine Kühlung erfährt.
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Entsprechend einer bevorzugten Ausgestaltung des erfindungsgemäßen Kernreaktorkühlsystems umfasst dieses ferner Mittel, in einem Notfall auch den zweiten räumlichen Bereich mit gekühltem Kühlwasser zu fluten und wobei eine erste öffenbare Verbindungsleitung durch die Schutzwandungen zwischen erstem und zweiten räumlichen Bereich vorgesehen ist, durch welche bedarfsweise gekühltes Kühlwasser aus dem gefluteten zweiten räumlichen Bereich in den ersten räumlichen Bereich eintreten kann und diesen flutet.
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Geodätisch ähnliche Höhe bedeutet im Rahmen dieser Erfindung, dass sich die vertikale Erstreckung von Reaktordruckbehälter und Reaktorsumpf zumindest überschneidet, besser aber nahezu gleich ist.
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Eine Flutung der Reaktorgrube ist erfindungsgemäß aus dem ebenfalls gefluteten Reaktorsumpf über wenigstens eine öffenbare beziehungsweise schließbare Verbindungsleitung durch den Splitterschutzzylinder vorgesehen. Das Öffnen beziehungsweise Schließen erfolgt beispielsweise mittels eines Absperrventils oder eines Absperrschiebers.
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Aufgrund des vorhandenen Not- beziehungsweise Nachkühlsystems ist der Reaktorsumpf letztendlich ohnehin bedarfsweise an das Kühlsystem angeschlossen. So existieren notwendigerweise beispielsweise Sumpfsaugrohre zum Absaugen von gesammeltem Leckagewasser sowie Pumpen und Kühlvorrichtungen. So lässt sich im Notfall auf einfache Weise durch Fluten des Reaktorsumpfes, anschließendes Öffnen der Verbindungsleitung und nachfolgendes zumindest teilweises Fluten des ersten räumlichen Bereiches, der Reaktorgrube, eine zusätzliche zumindest temporäre Kühlkapazität realisieren.
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Es sind erfindungsgemäß daher neben der wenigstens einen Verbindungsleitung durch den Splitterschutzzylinder Mittel vorzusehen, insbesondere eine weitere Verbindungs- beziehungsweise Rohrleitung, welche auch ein Fluten des Reaktorsumpfes ermöglichen. Eine derartige Flutung des Reaktorsumpfes erfolgt beispielsweise mittels einer zusätzlichen Verbindungsleitung von bereits vorhandenen Flutbehältern oder von dem bereits vorhandenen Beckenreinigungssystem zum Reaktorsumpf. Bevorzugter Weise ist die zusätzliche Verbindungsleitung über beispielsweise ein Absperrventil mit den ebenfalls vorhandenen Sumpfsaugleitungen verbunden, über welche in diesem Fall dann eine Flutung des Reaktorsumpfes erfolgt.
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Eine besonders bevorzugte Ausgestaltungsform des erfindungsgemäßen Kernreaktorkühlsystems ist dadurch gekennzeichnet, dass die Formen und geodätischen Höhenunterschiede der räumlichen Bereiche sowie die Anordnung des Reaktorbehälters derart gewählt sind, dass dieser im Notfall bei geflutetem ersten Bereich und bei geöffneter erster Verbindungsleitung von außen zumindest teilweise von gekühltem Kühlwasser umgeben ist. Somit ist gewährleistet, dass im Notfall bei geflutetem Reaktorsumpf einzig und alleine durch Öffnen der ersten Verbindungsleitung schwerkraftbedingt ein Übertritt des Kühlwassers aus dem gefluteten zweiten Bereich beziehungsweise aus dem Reaktorsumpf in den ersten Bereich beziehungsweise die Reaktorgrube erfolgt. Durch entsprechende Wahl der Volumina der räumlichen Bereiche ist zudem sichergestellt, dass der Reaktordruckbehälter wenigstens in seinem unteren Bereich sicher im Kühlwasser befindlich ist.
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Entsprechend einer weiteren Variante des erfindungsgemäßen Kernreaktorkühlsystems sind gegebenenfalls auch optional zu der zuvor genannten Variante Pumpmittel, insbesondere Tauchpumpen, dafür vorgesehen, Kühlwasser vom zweiten räumlichen Bereich in den ersten räumlichen Bereich zu transferieren, so dass sich ein erhöhter Wasserstand in der Reaktorgrube ergibt. Dadurch wird aufgrund der dann erhöhten Kontaktfläche des Reaktordruckbehälters mit dem Kühlwasser in vorteilhafter Weise die Kühlwirkung verstärkt.
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Entsprechend einer besonders bevorzugten Ausgestaltungsform der Erfindung umfassen die Mittel zum Fluten des zweiten räumlichen Bereiches mit gekühltem Kühlwasser einen mit Kühlwasser gefüllten Flutbehälter, welcher mittels einer zweiten öffenbaren Verbindung mit dem zweiten räumlichen Bereich beziehungsweise Reaktorsumpf verbindbar ist. Dies ermöglicht nämliche die erfindungsgemäße Flutung des Reaktorsumpfes aus den in einem Kernkraftwerk ohnehin vorhandenen Wasservorräten im Flutbehälter. Dadurch ist es bedarfsweise auch ohne Leck im primären Kühlsystem, welches zu einem Kühlwassereintrag im Reaktorsumpf führt, möglich, diesen unter Wasser zu setzen und somit erfindungsgemäß temporär die Kühlleistung zu steigern.
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Eine derartige zweite Verbindungsleitung ist zwar zumeist wenigstens teilweise vorhanden, beispielsweise in Form der Sumpfsaugleitungen, wird jedoch bisher nicht in dieser Art betrieben, sondern dient zum Ansaugen von Kühlwasser aus dem zugeordneten Reaktorsumpf bzw. aus dem Flutbehälter/Flutbecken. Die vorhandenen Absperrarmaturen müssen zum Öffnen für diesen Anwendungsfall entsprechend leittechnisch verknüpft werden.
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Bevorzugter Weise ist entsprechend einer weiteren Ausgestaltungsform des erfindungsgemäßen Kühlsystems vorgesehen, dass der Flutbehälter geodätisch höher angeordnet ist als der zweite räumliche Bereich beziehungsweise der Reaktorsumpf, so dass zur Flutung desselben keine Pumpmittel notwendig sind, wenn der Füllstand in den Flutbehältern bis auf den für die Nachkühlpumpen noch tolerierbaren Füllstand abgesunken ist. In diesem Fall erfolgt die Flutung rein durch Schwerkraft und es sind keine weiteren Pumpen notwendig.
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Gemäß einer bevorzugten Ausgestaltungsvariante des erfindungsgemäßen Kernreaktorkühlsystems umfassen die Mittel zum Fluten des zweiten räumlichen Bereiches mit gekühltem Kühlwasser die bereits vorhandenen Mittel zum Ansaugen von Kühlwasser aus dem zweiten räumlichen Bereich, ein Kühlsystem zum Kühlen des angesaugten Kühlwassers sowie Mittel zur direkten oder indirekten Rückführung des gekühlten Kühlwassers in den zweiten räumlichen Bereich. Dies ermöglicht in einfacher Weise eine kontinuierliche Kühlung des gefluteten Reaktorsumpfes beziehungsweise des zweiten räumlichen Bereiches. Für den Fall, dass nicht nur eine sondern mehrere erste Verbindungsleitungen zum ersten räumlichen Bereich mit darin angeordnetem Reaktordruckbehälter vorhanden sind, ist nämlich auch einfach ein permanenter Umlauf zwischen den beiden räumlichen Bereichen möglich. Dieser Umlauf kann entweder ein Naturumlauf oder aber auch ein durch Pumpen forcierter Umlauf sein. Der erfindungsgemäße Kühleffekt ist damit zeitlich praktisch unbegrenzt realisierbar.
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Erfindungsgemäß ist optional auch ein Reinigungssystem zur Reinigung des angesaugten Kühlwassers vorgesehen. Dieses filtert Verunreinigungen raus, wie sie bei einem permanenten Umlauf stets auftreten können, und verbessert somit die Langzeiteinsatzfähigkeit des erfindungsgemäßen Kühlsystems.
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Gemäß einer besonders bevorzugten Ausgestaltungsform ist das erweiterte, äußere Kernreaktorkühlsystem derart ausgestaltet, dass das gekühlte Kühlwasser vor seiner Rückführung in dem Flutbehälter lagerbar ist. Dies erlaubt einerseits einen stochastischen Ausgleich eventuell schwankender Umlaufmengen an Kühlmittel. Zudem stellt diese Variante eine vorteilhafte Kombination mit der zuvor genannten Möglichkeit dar, die erstmalige Flutung des Reaktorsumpfes aus dem ohnehin bereits vorhandenen Flutbehälter durchzuführen. Mit einer hierzu geeigneten Verschaltung des Leitungssystems sind beide Flutungsvarianten durchführbar und das erfindungsgemäße Kernreaktorkühlsystem ist besonders flexibel zu handhaben.
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Es ist erfindungsgemäß auch möglich, dass das gekühlte Kühlwasser zumindest teilweise unter Umgehung des zweiten räumlichen Bereiches direkt in den ersten räumlichen Bereich rückführbar ist. Über die erste Verbindungsleitung ist dann ein Kühlmittelfluss von dem ersten räumlichen Bereich in den Reaktorsumpf gegeben, Von wo das Kühlwasser über die Sumpfsaugleitungen dann wieder der Kühlung zugeführt wird und danach wieder in den ersten räumlichen Bereich eingespeist wird. Auf diese Weise ist der erste räumliche Bereich mit darin angeordnetem Reaktordruckbehälter komplett in den Umlauf des Kühlmittels einbezogen, wodurch der dauerhafte Einsatz des erfindungsgemäßen Kühlsystems und dessen Effizienz weiter vorteilhaft verbessert wird.
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In einer besonders bevorzugten Ausgestaltungvariante des Kernreaktorkühlsystem sind die Mittel zum Ansaugen von Kühlwasser aus dem zweiten räumlichen Bereich, das Kühlsystem zum Kühlen des angesaugten Kühlwassers, das Reinigungssystem zur Reinigung des angesaugten Kühlwassers und/oder der Flutbehälter/Flutbecken jeweilige Bestandteile eines ebenfalls vorgesehenen Nachkühlsystems für den Reaktor. Auf diese Weise lässt sich das erfindungsgemäße Kühlsystem im Wesentlichen durch optionale Verschaltung von ohnehin in einem Kernkraftwerk vorgesehenen Komponenten bilden. Wesentlichste zusätzlich zu realisierende Merkmale sind wie zuvor gesagt die erste öffenbare Verbindungsleitung zwischen erstem räumlichen Bereich und Reaktorsumpf sowie die Möglichkeit der Rückführung von gekühltem Kühlwasser in den Reaktorsumpf.
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Weitere vorteilhafte Ausgestaltungsmöglichkeiten sind den weiteren abhängigen Ansprüchen zu entnehmen.
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Anhand der in den Zeichnungen dargestellten Ausführungsbeispiele sollen die Erfindung, weitere Ausführungsformen und weitere Vorteile näher beschrieben werden.
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Es zeigen
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1 einen exemplarischen Schnitt durch eine Kernanlage mit Kühlsystem.
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1 zeigt auszugsweise einen nicht-maßstäblichen exemplarischen Schnitt 10 durch eine Kernanlage mit Kühlsystem. Ein Reaktorbehälter 12, welcher beispielsweise eine Höhe von 12 m aufweist, ist in einem ersten räumlichen Bereich 16 angeordnet, der seinerseits durch erste Wandungen 14 gebildet ist, in diesem Fall ein Splitterschutzzylinder mit mehreren Betonwänden mit einer Dicke deutlich über einen Meter. Rechts davon angeordnet ist ein zweiter räumlicher Bereich 20, ein Reaktorsumpf, welcher maßstäblich überproportional groß dargestellt ist. Der Reaktorsumpf 20 ist ebenfalls von Betonwandungen umgeben, welche in diesem Fall mit der Bezugsziffer 18 versehen sind.
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Oberhalb des Reaktorsumpfes und ebenfalls nicht maßstäblich ist ein Dampferzeuger 22 angeordnet, welcher über Druckleitungen 24 mit dem Reaktordruckbehälter 12 verbunden ist. Diese Komponenten bilden ein geschlossenes Umlaufsystem für ein Kühlmittel, was bei Leichtwasserreaktoren vorzugsweise Wasser ist. Die im Reaktordruckbehälter 12 von dem darin angeordneten Reaktor erzeugte Wärmeleistung wird im normalen Betrieb über die Rohrleitungen 24 an den Dampferzeuger 22 transportiert, welcher seinerseits in einem weiteren geschlossenen System Nutzdampf für Dampfturbinen erzeugt, wobei deren Zuleitungen in der Fig. nicht gezeigt sind.
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Mit der Bezugsziffer 26 angedeutet ist ein aus dem primären Kühlsystem austretendes Kühlwasser, was auf den Boden des Reaktorsumpfes 20 tropft und dort gesammelt wird. Dies stellt selbstverständlich einen Ausnahmefall dar, mit dem aber aus Sicherheitsgründen zu rechnen ist. Für den Fall, dass eine entsprechend hohe Menge Flüssigkeit aus dem primären Kühlsystem ausgetreten ist, hat dies eine Abschaltung des Reaktors zur Folge. Zur Abführung der immer noch vorhandenen Restwärme ist ein nicht gezeigtes Notfall- beziehungsweise Nachkühlsystem vorgesehen. Dieses pumpt im entsprechenden Stadium der Fehlerbehandlung über die Sumpfsaugleitung 36 das gesammelte Kühlwasser ab, kühlt dieser und führt es wieder dem primären Kühlkreislauf zu.
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Wenn dies aufgrund der Lage der Leckage nicht möglich ist, ist es erfindungsgemäß vorgesehen, den Reaktorsumpf 20 zunächst bis zur exemplarischen Füllstandsmarke 28 mit Kühlwasser aus einem nicht gezeigten Flutbehälter zu füllen. Anschließend wird die Absperrung 32 geöffnet und das in dem gefluteten Reaktorsumpf 20 befindliche Kühlwasser gelangt schwerkraftbedingt durch die erste Verbindungsleitung teilweise in den ersten räumlichen Bereich 16 und dient dort der Kühlung des Reaktordruckbehälters 12 von außen. Auf diese Weise ist in vorteilhafter Weise der Ausfall des primären Kühlsystems zumindest teilweise temporär kompensiert. Eine mögliche Füllstandsmarke des ersten räumlichen Bereichs ist mit der Bezugsziffer 34 angedeutet. In jedem Fall muss der untere Bereich des Reaktordruckgefäßes 12 unterhalb des Füllstandes 34 sein.
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Je nach weiterem Fehlerverlauf wird das in dem immer noch zumindest teilweise gefluteten Reaktorsumpfes vorhandene Kühlwasser mit den ohnehin vorhandenen Pumpen des Notsystems über die Sumpfsaugleitung 36 abgepumpt, gekühlt und dem Reaktorsumpf 20, bevorzugter Weise aber dem ersten räumlichen Bereich 16, der Reaktorgrube, zugeführt. Dort kühlt es das Reaktordruckgefäß 12, in welchem der Reaktor angeordnet ist. Danach tritt das Kühlwasser über die Öffnung 30 in den Reaktorsumpf 20 ein und wird dort wieder über die Sumpfsaugleitung 36 abgesaugt. Optional kann das gekühlte Wasser noch gereinigt und/oder in einem nicht gezeigten Flutbecken zwischengespeichert werden.
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Eine Flutung des Reaktorsumpfes 20 kann in dem in der Fig. gezeigten Beispiel mittels Zuführung 42 von gekühltem Kühlwasser aus einem Flutbehälter erfolgen. Die Einspeisung erfolgt dann über ein Absperrventil 38 und die in diesem Fall invers genutzte Sumpfsaugleitung 36, wobei dann die sonst durchgeführte Absaugung 44 zu den Nachkühlern unter anderem mit einem weiteren Absperrventil 40 unterbunden ist.
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Bezugszeichenliste
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- 10
- exemplarischer Schnitt durch eine Kernanlage mit Kühlsystem
- 12
- Reaktordruckbehälter
- 14
- erste Schutzwandung aus Beton
- 16
- erster räumlicher Bereich (Reaktorgrube)
- 18
- zweite Schutzwandung aus Beton
- 20
- zweiter räumlicher Bereich (Reaktorsumpf)
- 22
- Dampferzeuger
- 24
- Rohrleitungen von primären Kühlsystem
- 26
- austretendes Kühlwasser
- 28
- exemplarischer Kühlwasserstand in geflutetem Zustand
- 30
- erste Verbindungsleitung
- 32
- Absperrung von erster Verbindungsleitung
- 34
- exemplarischer Kühlwasserstand in Notfall
- 36
- Sumpfsaugleitung
- 38
- erstes Absperrventil
- 40
- zweites Absperrventil
- 42
- Zuleitung vom Beckenreinigungssystem oder von Flutbehältern
- 44
- Ableitung zu Nachkühlsystem
