DE1501340B2 - Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren - Google Patents
Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktorenInfo
- Publication number
- DE1501340B2 DE1501340B2 DE19661501340 DE1501340A DE1501340B2 DE 1501340 B2 DE1501340 B2 DE 1501340B2 DE 19661501340 DE19661501340 DE 19661501340 DE 1501340 A DE1501340 A DE 1501340A DE 1501340 B2 DE1501340 B2 DE 1501340B2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- cooling mass
- containment
- cooling
- container according
- mass
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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)
Description
1 . 2 '
Die Erfindung betrifft einen Sicherheitsbehälter für Druckabbausystem vorgeschlagen, in dem das
einen Kernreaktor mit äußeren, dichten Wänden, mit Wasserbassin durch geschlossene, ganz oder teilweise
einer im Sicherheitsbehälter angeordneten, die Kon- mit Flüssigkeit gefüllte Kondensatorelemente, z. B.
densatoren des bei einem Unfall aus dem Kernreaktor Rohre oder Rohrschlingen, ersetzt ist. Diese Rohre
austretenden Dampfes bewirkenden Kühlmasse, die 5 enthalten eine stark verteilte Flüssigkeitsmenge,
das Reaktorgefäß umgibt und aus vielen aneinander damit das System eine ausreichend große Wärmeanliegenden,
festen Körpern mit großer Kontakt- übertragungs- oder Kondensationsfläche bekommt,
oberfläche besteht, deren Temperatur erheblich was notwendig ist, um das Vermischen zu kompenniedriger
ist als die des frei werdenden Dampfes, und sieren, das die Dampfeinblasung in einem Wassermit
Hohlräumen im Innern des Sicherheitsbehälters. io bassin bewirkt, hier aber verlorengegangen ist. Dies
Es ist üblich, daß Kernreaktoren als Kühlmittel bekannte System eignet sich in der Theorie für
und/oder Moderator leichtes oder schweres Wasser transportierbare Reaktoranlagen, z. B. in Schiffen,
benutzen, eventuell in ganz oder teilweise verdampf- wo die Bewegungen des Schiffes ein Druckabbauter
Form. Um schwerwiegenden Folgen bei einem system mit einem Wasserbassin außer Funktion
Bruch im Kühl- oder Moderatorsystem vorzubeugen, 15 setzen können. Damit die Flüssigkeitsmenge geist
es üblich, den Reaktor in einer dichtschließenden nügend verteilt wird, ist jedoch eine unrealistisch
Hülle, einem sogenannten Sicherheitsbehälter oder große Rohrlänge erforderlich und ein Kondensator-Sicherheitshülle
aufzustellen. Dieser Sicherheits- volumen, das mindestens etwa dreimal größer als
behälter ist so ausgeführt, daß er den inneren Über- das in Rohren eingeschlossene Wasservolumen ist.
druck aushalten kann, der durch den bei einem 20 Um die genannten Vorteile zu gewinnen, muß man
Reaktorunfall im Reaktor plötzlich herausströmen- einen besonders hohen Preis sowohl für die Rohrden
Dampf entsteht. Die Druckzunahme wird mit länge als auch für das größere Volumen des Sicher-Hilfe
eines im Sicherheitsbehälter angeordneten heitsbehälters zahlen.
Kondensationssystems begrenzt. Weiter ist aus der USA.-Patentschrift 3 021 273
Kondensationssystems begrenzt. Weiter ist aus der USA.-Patentschrift 3 021 273
In der Praxis ist bisher vorgezogen worden, in 25 eine Reaktoranlage bekannt, bei der der Raum des
dem Druckabbausystem ein Wasserbassin anzuord- Sicherheitsbehälters zwischen dem Reaktorgefäß und
nen, in das der frei gewordene Dampf geblasen wird den Wänden des Sicherheitsbehälters mit einer
und in dem er kondensiert (siehe z. B. die britische Wärme aufnehmenden und Wärme akkumulierenden
Patentschrift 936 626). Wenn bei dieser Anordnung festen Masse mit großer Kontaktfläche umgeben ist,
der Sicherheitsbehälter als zylindrischer Betonbau 30 in der Hohlräume vorgesehen sind. Diese bekannte
ausgeführt wird, werden die Wände sehr dick, da Anlage zeigt aber den Nachteil, daß das in der Masse
auch hierbei trotz allem noch hohe Drücke ent- enthaltene und den Reaktor umgebende Gas, ζ. Β.
stehen. In der Regel muß eine Konstruktion mit Luft, erst komprimiert werden muß, ehe der ausvorgespanntem
Beton verwendet werden. Eine solche tretende Dampf in Kontakt mit der Masse treten
Anlage beansprucht viel Platz und ist sehr kostspielig, 35 kann, so daß die Kondensatorleistung in dieser beweil
der Sicherheitsbehälter für einen hohen Druck kannten Anlage nur unvollkommen ausgenutzt und
ausgelegt werden muß. Die Anordnung muß näm- der Sicherheitsbehälter einem nicht unerheblichen
lieh wegen ihrer Arbeitsweise so ausgeführt sein, daß Druck ausgesetzt wird.
der frei gewordene Dampf durch Leitungen zum Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, einen
Kondensationsraum geführt und dort in einer Ver- 40 billigen und raumsparenden Sicherheitsbehälter für
teilungskammer verteilt wird, die mit Ausströmrohren Kernreaktoren zu schaffen, in dem der bei einem
zur Verteilung des Dampfes im Wasser versehen ist. eventuellen Unfall im Reaktor plötzlich entstehende
Für diesen Transport von Dampf — und von in der Dampf schnell und wirkungsvoll kondensiert werden
Anlage befindlicher Luft — ist ein Druck erforder- kann.
Hch, was wie erwähnt zur Folge hat, daß der Sicher- 45 Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch
heitsbehälter für hohen Druck bemessen werden gelöst, daß die Kühlmasse im Abstand von den
muß, nämlich für mehrere atü. Dies bedeutet u. a., Wänden des Sicherheitsbehälters angeordnet ist, so
daß der Druck innerhalb des Sicherheitsbehälters bei daß zwischen den Wänden des Sicherheitsbehälters
einem Unfall hoch und wegen der großen Strömungs- und der Kühlmasse ein abgeschlossener Raum entwiderstände
in den Kanälen, in der Verteilungs- 50 steht. Dadurch wird ein besonders zuverlässiges
kammer und in den Ausblaserohren, die den Dampf Druckabbausystem erhalten, bei dem der Sicherheitsund
die Luft und im Wasser verteilen, in verschie- behälter durch Vermindern des eingeschlossenen
denen Räumen verschieden wird. Volumens oder der Wanddicke billiger gemacht
Es ist nicht sicher, ob die Anlage bei einem plötz- werden kann, weil die Kondensation der bei einem
liehen Unfall in der vorgesehenen Weise funktioniert. 55 Reaktorunfall freigewordenen Dampfmenge praktisch
Hierzu ist nämlich u. a. Voraussetzung, daß die Ver- momentan erfolgt, so daß ein hoher Druck niemals
bindungsleitungen zwischen dem Raum, in dem der entstehen kann. Die Kühlmasse von festen Körpern,
Dampf frei wird, und dem Kondensationsraum die die aus billigem Material mit unbegrenzter Haltbarschnellen
Temperatur- und Drucksteigerungen aus- keit sein können, kann keine Korrosion verursachen
halten und ferner, daß die Kondensation trotz des 60 und auch nicht durch Leckage herausströmen. Auch
plötzlichen Dampfstoßes beim Einströmen des eine mechanische Störung, z. B. ein Erdbeben,
Dampfes in das Wasser praktisch vollständig ist. Bombensprengung oder ein Robotangriff, können
Weiter ist Voraussetzung, daß der Sicherheitsbehäl- keine wesentliche Verschlechterung der wärmeter,
in dem der hohe Druck und in der Regel auch absorbierenden Eigenschaften der Kühlmasse verhohe
Temperatur plötzlich entstehen, auch in vor- 65 Ursachen. Das für die Kondensation einer gewissen
gesehener Weise funktionieren kann, ohne beschädigt frei gewordenen Dampfmenge erforderliche Koiuücuzu
werden. satorvolumen wird klein, sogar kleiner als ein für
In der schwedischen Patentschrift 209 482 ist ein Kondensation derselben Dampfmenge erforderliches
3 4
Wasservolumen. Dazu kommt, daß die Kühlmasse welcher Teilraum normalerweise von dem vom
aus festen Körpern sogar aus gewissen industriellen Sicherheitsbehälter umgebenen Volumen getrennt ist,
Abfallprodukten, z.B. Drehspänen, bestehen kann, aber schon bei unbedeutendem Überdruck in eine
was die Kosten des Druckabbausystems auf einen im wesentlichen unbehinderte Verbindung mit dem
Bruchteil senkt, verglichen mit der Alternative mit 5 genannten Volumen gesetzt wird. Man kann somit
teilweise mit Flüssigkeit gefüllten Rohren. die Kühlmasse gegen Staub u. dgl. schützen, indem
Die wärmeakkumulierende Kühlmasse aus festen man eine Hülle aus z. B. Kunststoff anwendet, die
Körpern wird zweckmäßig so angebracht, daß sie schon bei geringem Überdruck birst,
ganz oder teilweise den Raum umgibt, in dem die In gewissen Fällen ist zweckmäßig für eine vollplötzliche Dampfausströmung stattfindet, z. B. als io ständige oder teilweise Wasserberieselung der Kühleine Schicht längs der Wände, des Daches und/oder masse zu sorgen, und im Prinzip ist es denkbar, eine Bodens des Sicherheitsbehälters. Nach der Erfindung ständige Wasserberieselung der Kühlmasse aufrechtwird die kühlende und kondensierende Masse aus zuerhalten. Dies würde gewisse Vereinfachungen festen Körpern innerhalb des Sicherheitsbehälters ergeben, und die erforderliche Kühlfläche würde entweder in wenigen sehr großen Flächen oder in 15 kleiner werden. In der Regel ist es jedoch vorzuvielen kleineren Flächen mit einer großen Gesamt- ziehen, Wasserberieselung nur in speziellen Fällen kühlfläche angeordnet. Ehe im Sicherheitsbehälter anzuwenden und normalerweise die Masse trocken ein Druck entstehen kann, muß wenigstens der größte zu halten.
ganz oder teilweise den Raum umgibt, in dem die In gewissen Fällen ist zweckmäßig für eine vollplötzliche Dampfausströmung stattfindet, z. B. als io ständige oder teilweise Wasserberieselung der Kühleine Schicht längs der Wände, des Daches und/oder masse zu sorgen, und im Prinzip ist es denkbar, eine Bodens des Sicherheitsbehälters. Nach der Erfindung ständige Wasserberieselung der Kühlmasse aufrechtwird die kühlende und kondensierende Masse aus zuerhalten. Dies würde gewisse Vereinfachungen festen Körpern innerhalb des Sicherheitsbehälters ergeben, und die erforderliche Kühlfläche würde entweder in wenigen sehr großen Flächen oder in 15 kleiner werden. In der Regel ist es jedoch vorzuvielen kleineren Flächen mit einer großen Gesamt- ziehen, Wasserberieselung nur in speziellen Fällen kühlfläche angeordnet. Ehe im Sicherheitsbehälter anzuwenden und normalerweise die Masse trocken ein Druck entstehen kann, muß wenigstens der größte zu halten.
Teil des eingeschlossenen Volumens mit Dampf Will man nach einem Unfall, wenn die erfindungsgefüllt
werden. Da der ganze Dampf oder der größte 20 gemäße Anlage wie beschrieben funktioniert hat, die
Teil davon — um zu den Wänden des Sicherheits- akkumulierte Wärmemenge wegschaffen, so kann
behälters zu gelangen —- die Kühlmasse aus festen dies am einfachsten durch Wasserberieselung geKörpern
durchströmen muß, kann kein hoher Druck schehen. In der Regel dürfte es zweckmäßig sein,
entstehen, der Leckstellen im Sicherheitsbehälter hierfür zirkulierendes Wasser zu benutzen, das in
verursachen könnte. Die Wände sind gegen schnelle 25 bekannter Weise indirekt gekühlt wird. Man kann
Temperatursteigerungen, sogenannte Temperatur- dadurch die ganze akkumulierte Wärmemenge wegschocks,
geschützt, weil der Druck niemals hoch leiten und auch die Luft im Raum dadurch trocknen,
wird. Wenn eine Betonkonstruktion verwendet wird, daß die dort verbleibende feuchte Luft ihre Feuchtigist
dieser Temperaturschutz sehr wertvoll. Wenn keit an die kältere Masse abgibt,
erwünscht, kann die Kühlmasse so angeordnet wer- 30 Wenn kein Berieselungswasser verwendet wird, den, daß eventuell beim Unfall losgesprengte umher- wird das Kondensat nicht von solchem Wasser konfliegende Splitter, sogenannte Missile, nicht den taminiert. Dies ist besonders wertvoll, wenn der Sicherheitsbehälter beschädigen können. Da der Reaktor ein Schwerwasserreaktor ist.
Druck im Vergleich mit bekannten Systemen sehr Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der niedrig ist, kann man die Wandkonstruktionen aus 35 Zeichnung dargestellt und wird im folgenden näher Beton ohne Vorspannung oder aus Stahl (Kugel oder beschrieben. Es zeigt
Zylinder) wählen. Fig. 1 einen Sicherheitsbehälter im Vertikal-
erwünscht, kann die Kühlmasse so angeordnet wer- 30 Wenn kein Berieselungswasser verwendet wird, den, daß eventuell beim Unfall losgesprengte umher- wird das Kondensat nicht von solchem Wasser konfliegende Splitter, sogenannte Missile, nicht den taminiert. Dies ist besonders wertvoll, wenn der Sicherheitsbehälter beschädigen können. Da der Reaktor ein Schwerwasserreaktor ist.
Druck im Vergleich mit bekannten Systemen sehr Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der niedrig ist, kann man die Wandkonstruktionen aus 35 Zeichnung dargestellt und wird im folgenden näher Beton ohne Vorspannung oder aus Stahl (Kugel oder beschrieben. Es zeigt
Zylinder) wählen. Fig. 1 einen Sicherheitsbehälter im Vertikal-
Damit die Wärmeaufnahme schnell erfolgt, muß schnitt,
das Produkt der Fläche und der Wärmeübertragungs- F i g. 2 einen Schnitt nach der Linie H-II in
fähigkeit der Masse groß sein. Die Wärmeüber- 40 Fig. 1,
tragung von Dampf zur Masse wird von der Wärme- F i g. 3 einen Vertikalschnitt einer alternativen
Übergangszahl α, der Wärmeleitzahl A, der Tempe- Anordnung der Kühlmasse,
raturdifferenz und der Größe der Fläche bestimmt. F i g. 4 einen Horizontalschnitt mit einer anderen
Da es sich hier um Wärmeabgabe von kondensiertem Anordnung der Kühlmasse und
Dampf handelt, ist der α-Wert groß. Welche Werte 45 F i g. 5 eine andere Reaktoranlage im Vertikal-
bei einer speziellen Anlage gelten, hängt natürlich schnitt.
ganz von der gewählten Masse und ihrer Stückgröße Der in F i g. 1 und 2 gezeigte Sicherheitsbehälter
sowie von ihren übrigen Eigenschaften ab. Man kann enthält ein Reaktorgefäß 1 und Rohrleitungen 2
Stein, Metalle, z. B. in der Form von Drehspänen, und 3 für Wasser und Dampf. Das Reaktorgefäß 1
Erz und anderen Materialien verwenden, denen man 50 ist von den dichten Wänden 4 eines Sicherheitsnatürlich
eine mit Rücksicht auf die gewünschte behälters umgeben. Im rechten Teil der F i g. 1 ist
Fläche geeignete Stückgröße gibt. Wenn man neben- eine Kühlmasse 5 in der Form einer Makadambei
bemerkt dafür Strahlungsabschirmendes Material schicht auf einem perforierten Boden 7 angebracht,
verwendet und es zweckmäßig anbringt, kann man Unter dem Boden 7 ist ein Raum 8, in dem unter
dadurch eine bequeme Verbesserung des Schutzes 55 anderem Kondensat und Luft gesammelt werden
der Umgebung gegen Strahlung schaffen. Die Wände können (dieser Raum kann eventuell ständig Wasser
des Sicherheitsbehälters werden dann dünner und enthalten). Über der Kühlmasse 5 sind Verteilungsbilliger.
Die Kosten und lokalen Verhältnisse be- rohre 10 für Spülwasser angebracht. Der Raum 8
stimmen, welche Art von Kühlmasse gewählt werden steht durch eine Pumpe 11, einem Wärmeaustausoll.
60 scher 12 und Leitungen 13 in Verbindung mit Ver-
Die kühlende Masse wird zweckmäßig so ange- teilungsrohren 10 zur Umwälzung des Spülwassers,
ordnet, daß in der Anlage ein geeignetes Volumen Wie aus der linken Hälfte der Fig. 1 hervorgeht,
für eventuell verdrängte Luft und zum Aufsammeln ist die Kühlmasse 5 im Abstand von den Wänden 4
des sich bei der Kondensation bildenden Kondensats des Sicherheitsbehälters mit Hilfe einer inneren
vorhanden ist. 65 Stütze 6 und einer äußeren Stütze 14 angebracht, die
Wenn man es für zweckmäßig hält, kann man beide ein Durchströmen von Dampf zu einem zwi-
bei normalem Betrieb die Kühlmasse in mindestens sehen der Kühlmasse 5 und den Wänden 4 des
einem Teilraum im Sicherheitsbehälter anordnen, Sicherheitsbehälters befindlichen Luftraum 9 ermög-
lichen. Ein Spritzrohr 15 für Wasser steht über Leitungen
16 in Verbindung mit der Pumpe 11.
F i g. 3 und 4 zeigen Beispiele einer alternativen Anordnung der Kühlmasse. Wenn man die Fläche
für das Einströmen des Dampfes in die Kühlmasse 5 größer machen will, so kann dies, wie z. B. in diesen
Figuren gezeigt, geschehen. In F i g. 3 bezeichnet 28 tragende Bodenelemente. Die Stützen 6 und 14 sollen
die Kühlmasse 5 stützen, bieten aber so große Durchströmungsöffnungen für Dampf und Luft, daß
kein nennenswerter Strömungswiderstand entstehen kann. Eine Klappe 17 ist derart angeordnet, daß sie
eine Strömung durch eine Öffnung 18 in der Stütze 14 in den Luftraum 9 verhindert.
In F i g. 4 sind zwischen den Stützen 6 und 14 angeordnete vertikale, perforierte Schirme 19 gezeigt.
In der äußeren Stütze 14 sind Perforierungen angeordnet, so daß der Dampf nicht direkt in den
Luftraum 9 strömen kann, sondern gezwungen ist, die Kühlmasse 5 zu passieren.
Die Kühlmasse 5 kann auch ganz oder teilweise im oberen Teil des Sicherheitsbehälters angeordnet
werden. Dies ist näher in F i g. 5 gezeigt. Bei dieser Anordnung strömt die bei einem Unfall frei gewordene
Wassermenge nach unten, während der Dampf nach oben strömt. Das Wasser wird in einem dafür
vorgesehenen Raum aufgesammelt. Wenn der Dampf in der Kühlmasse 5 kondensiert wird, fließt
das Kondensat, das sich dann bildet, nach unten, dem Dampf entgegen. Wenn das Kondensat wegen
der großen Kapazität der Kühlmasse 5 auf eine Temperatur unter dem Siedepunkt gekühlt wird, wird
es im Gegenstrom bei Kontakt mit dem Dampf wieder erwärmt. Hierdurch kann eine gesteigerte Kühlwirkung
erreicht und die Kühlmasse 5 gut ausgenutzt werden. Das Kondensat wirkt dann gewissermaßen
als Raumberieselung. Diese Wirkung wird verstärkt, wenn Wasser zu den Spritzrohren 20 und 21 gepumpt
wird. In Fig. 5 ist ein aus einer Balkenlage bestehender Zwischenboden la gezeigt, der zum
Raum 8 hin für Wasserdurchlaß durchlöchert ist. Der durchlöcherte Zwischenboden la trägt die
Kühlmasse 5. Vom Dampf verdrängte Luft kann in den Räumen 8 und 23 gesammelt werden. In einer
früher beschriebenen Weise kann eine Berieselung von Raum und Kühlmasse 5 mit Hilfe der Pumpe 11,
Leitung 16 — mit dem Wärmeaustauscher 12 — und der Spritzrohre 21 im oberen Raum und/oder unterhalb
der Kühlmasse 5 angeordneten Spritzrohre 20 geschehen. Durch die Ventile 24 und 25 oder in anderer
zweckmäßiger Weise wird die Berieselung des gewünschten Gebietes geregelt. Der obere Teil des
Reaktors 1 ist über einen Deckel 22 zugänglich. Im Raum 23 können Hebeanordnungen zweckmäßig angeordnet
sein. Das Druckabbausystem wirkt wie folgt:
Bei einem Bruch z. B. der Leitungen 2 oder 3 strömt Dampf hinaus in die Kühlmasse 5. Diese ist im Verhältnis zum Dampf kalt, so daß der zugeführte Dampf außerordentlich schnell und vollständig kondensiert. Die im Raum befindliche Luft braucht nicht unbedingt zu einem anderen Raum abgeführt zu werden, aber wenn dies geschieht, so kann die Luft z. B. in den Räumen 8 und 9 gesammelt werden.
Bei einem Bruch z. B. der Leitungen 2 oder 3 strömt Dampf hinaus in die Kühlmasse 5. Diese ist im Verhältnis zum Dampf kalt, so daß der zugeführte Dampf außerordentlich schnell und vollständig kondensiert. Die im Raum befindliche Luft braucht nicht unbedingt zu einem anderen Raum abgeführt zu werden, aber wenn dies geschieht, so kann die Luft z. B. in den Räumen 8 und 9 gesammelt werden.
Nur um die praktischen Verhältnisse anzudeuten, seien als Beispiele einige Zahlen genannt. Die Fläche
eines Würfels mit einer Kantenlänge von einem Meter ist 6 m2. Wenn ein solcher Würfel in kleine
Würfel mit einer Kantenlänge von 5 mm aufgeteilt wird, wird die gesamte Außenfläche 200mal größer.
Wenn ein Raum von 1 m3 mit der Hälfte dieser kleinen Würfel gefüllt wird, erhält man also eine
wärmeaufnehmende Fläche von 600 m2 pro m3 Raum. Im praktischen Fall kann es sich um einen
Gesamtraum von beispielsweise 2500 m3 handein. Man bekommt dann bei dem angeführten Beispiel
eine Gesamtfläche von z. B. 1 500 000 m2. Wenn man ein Steinmaterial wählt, kann man bei einer
Temperaturerhöhung von nur 50° C etwa 80 Tonnen Dampf aufnehmen, was auch bei sehr großen Anlagen
völlig ausreichend ist. Die Kondensation der gesamten Dampfmenge kann, je nach Bemessung,
in 5 bis 10 Sekunden stattfinden.
Die besonders großen technischen Vorteile der Erfindung gehen aus dem folgenden Beispiel deutlich
hervor. Bei einem größten anzunehmenden Unfall wird von einem Leichtwassersiedereaktor von
500 MW ein maximaler Dampfstrom von 6 ton/s freigemacht. Bei einer Kondensationstemperatur von
14O0C soll eine 200GWs entsprechende Energiemenge
kondensiert werden, von der 75°/o, d. h. 150GWs, während der ersten drei Sekunden kondensiert
werden sollen. Um diese Voraussetzungen zu erfüllen, ist, wenn ein Makadam mit einer Kantenlänge
von 10 mm verwendet wird, ein festes Volumen von 950 m3, entsprechend einem losen Volumen von
1800 ms, erforderlich.
Bei Verwenden von Rohren mit einem Durchmesser von 10 mm ist unter denselben Voraussetzungen,
wenn die Rohre bis zu 90% mit Wasser gefüllt sind und die notwendige Wassermenge 2000 m3
erreicht, eine Rohrlänge von mehr als 28 000 Kilometer erforderlich. Unter der weiteren Voraussetzung,
daß die Rohre so dicht gepackt sind, daß jedes Rohr einen Querschnitt von nur 2 cm2 einnimmt,
ist ein Kondensatorvolumen von etwa 5700 m3 erforderlich, d. h. mehr als das Dreifache
des notwendigen Makadamvolumens, weshalb auch der Sicherheitsbehälter selbst kleiner und billiger
gemacht werden kann. Ein einfacher Kostenvergleich ergibt, daß die Kosten pro Volumeneinheit bei der
Makadamalternative l°/o der Kosten für die Rohralternative ausmachen.
Je nach den gewählten Bemessungen und Anordnungen kann man beliebig die Kühlmasse nur an
einem Teil der Wände des Sicherheitsbehälters, oder so und auch im Boden oder nur im Boden anordnen,
welche letztere Alternative in der Praxis hinsichtlich ihrer Funktion und Kosten am günstigsten ist.
Claims (9)
1. Sicherheitsbehälter für einen Kernreaktor mit äußeren dichten Wänden, mit einer im
Sicherheitsbehälter angeordneten, die Kondensation des bei einem Unfall aus dem Kernreaktor
austretenden Dampfes bewirkenden Kühlmasse, die das Reaktorgefäß umgibt und aus vielen
aneinander anliegenden, festen Körpern mit großer Kontaktoberfläche besteht, deren Temperatur
erheblich niedriger ist als die des frei werdenden Dampfes, und mit Hohlräumen im
Inneren des Sicherheitsbehälters, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmasse (5)
im Abstand von den Wänden (4) des Sicherheitsbehälters angeordnet ist, so daß zwischen den
Wänden (4) des Sicherheitsbehälters und der Kühlmasse (5) ein abgeschlossener Raum (8, 9)
entsteht.
2. Sicherheitsbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein die Kühlmasse (5)
tragender, perforierter Zwischenboden (7) im Abstand von dem Boden des Sicherheitsbehälters
angeordnet ist.
3. Sicherheitsbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmasse (5)
zwischen stehenden, mit Bodenelementen (28) verbundenen perforierten Stützen (6,14) im Abstand
von den dichten Wänden (4) des Sicherheitsbehälters angeordnet ist.
4. Sicherheitsbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmasse (5)
auf einem Zwischenboden (7 a) oberhalb des Reaktorgefäßes (1) angebracht ist.
5. Sicherheitsbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß
auf der Kühlmasse (5) Rohre (10,15) zur Berieselung der Kühlmasse (5) mit Kühlwasser angeordnet
sind.
6. Sicherheitsbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmasse (5) so
angeordnet ist, daß sie das innerhalb des Sicherheitsbehälters angeordnete Reaktorgefäß (1) teilweise
umgibt.
7. Sicherheitsbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß
die Kühlmasse (5) aus Steinmaterial, z. B. aus Makadam besteht.
8. Sicherheitsbehälter nach einem der AnAnsprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß
die Kühlmasse (5) aus Metall, z. B. aus Drehspänen besteht.
9. Sicherheitsbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die
Kühlmasse (5) aus strahlenabschirmendem Material besteht.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen 109 518/30
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE04842/65A SE352473B (de) | 1965-04-13 | 1965-04-13 | |
US85217569A | 1969-08-22 | 1969-08-22 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1501340A1 DE1501340A1 (de) | 1969-12-04 |
DE1501340B2 true DE1501340B2 (de) | 1971-04-29 |
Family
ID=26654561
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19661501340 Pending DE1501340B2 (de) | 1965-04-13 | 1966-04-13 | Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren |
DE2035089A Expired DE2035089C3 (de) | 1965-04-13 | 1970-07-15 | Sicherheitssystem fur den Fall des Einschmelzens des Kerns eines thermischen Kernreaktors |
Family Applications After (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2035089A Expired DE2035089C3 (de) | 1965-04-13 | 1970-07-15 | Sicherheitssystem fur den Fall des Einschmelzens des Kerns eines thermischen Kernreaktors |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US3453176A (de) |
CH (1) | CH510316A (de) |
DE (2) | DE1501340B2 (de) |
GB (2) | GB1135826A (de) |
Families Citing this family (49)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2234782C3 (de) * | 1972-07-14 | 1978-06-29 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor |
JPS5125914B2 (de) * | 1973-04-02 | 1976-08-03 | ||
DE2320091C3 (de) * | 1973-04-19 | 1978-08-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor |
GB1461275A (en) * | 1973-08-24 | 1977-01-13 | Atomic Energy Authority Uk | Liquid cooled nuclear reactors |
GB1464425A (en) * | 1974-04-05 | 1977-02-16 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
JPS517600U (de) * | 1974-07-03 | 1976-01-20 | ||
JPS5141099U (de) * | 1974-09-20 | 1976-03-26 | ||
US4121970A (en) * | 1974-12-16 | 1978-10-24 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Nuclear reactor installation including a core catching apparatus |
JPS5197698U (de) * | 1975-02-05 | 1976-08-05 | ||
US4045284A (en) * | 1975-03-10 | 1977-08-30 | Rosewell Michael P | Nuclear reactor fuel containment safety structure |
US4036688A (en) * | 1975-04-09 | 1977-07-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Apparatus for controlling molten core debris |
CA1096513A (en) * | 1975-06-07 | 1981-02-24 | Werner Katscher | Nuclear power plant with collector vessel for melting core masses |
US4113560A (en) * | 1975-07-14 | 1978-09-12 | Massachusetts Institute Of Technology | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment |
DE2535729C2 (de) * | 1975-08-11 | 1985-05-02 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Bodenkühler für die Bodenwanne eines Kernreaktors |
DE2622050C2 (de) * | 1976-05-18 | 1985-04-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns |
US4115194A (en) * | 1977-02-22 | 1978-09-19 | The Babcock & Wilcox Company | Reactor pressure vessel support |
FR2384324A1 (fr) * | 1977-03-16 | 1978-10-13 | Framatome Sa | Puisard de recirculation pour les circuits d'injection de securite et d'aspersion d'un reacteur nucleaire |
US4342621A (en) * | 1977-10-11 | 1982-08-03 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core catcher and containment heat removal system |
FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
US4310385A (en) * | 1980-01-03 | 1982-01-12 | Rosewell Michael P | Emergency deployable core catcher |
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
DE3380331D1 (en) * | 1983-08-18 | 1989-09-07 | R & D Ass | Retrofittable nuclear reactor |
DE3343166A1 (de) * | 1983-11-29 | 1985-06-05 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Behaelter insbesondere fuer radioaktive substanzen |
US4643870A (en) * | 1985-11-21 | 1987-02-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor |
US4650642A (en) * | 1985-11-21 | 1987-03-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor with metal liner |
IT1228999B (it) * | 1989-04-13 | 1991-07-12 | Ente Naz Energia Elettrica | Sistema di protezione dell'edificio di contenimento del reattore in centrali nucleari. |
US5080857A (en) * | 1989-09-19 | 1992-01-14 | General Electric Company | Passive lower drywell flooder |
DE4032736C2 (de) * | 1990-10-15 | 1995-01-05 | Kernforschungsz Karlsruhe | Kühleinrichtungen im Fundamentbereich eines Kernreaktors zur Kühlung einer Kernschmelze in einem hypothetischen Störfall |
DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
FR2676582B1 (fr) * | 1991-05-17 | 1993-09-10 | Framatome Sa | Dispositif de recuperation et de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire en fusion, a la suite d'un accident. |
FR2681718B1 (fr) * | 1991-09-20 | 1994-02-11 | Framatome | Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident. |
FR2691572B1 (fr) * | 1992-05-21 | 1994-07-08 | Electricite De France | Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire. |
US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
DE4306864C2 (de) * | 1993-03-05 | 1995-01-26 | Siempelkamp Gmbh & Co | Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze |
DE4322107A1 (de) * | 1993-07-02 | 1995-01-12 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
WO1995014997A1 (de) * | 1993-11-23 | 1995-06-01 | Siemens Aktiengesellschaft | Vorrichtung zum rückhalten einer heissen schmelze, insbesondere einer kernschmelze, innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage |
FR2722606B1 (fr) * | 1994-07-12 | 1996-08-09 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de recuperation d'un coeur fondu de reacteur nucleaire |
EP0792508B1 (de) * | 1994-11-18 | 1999-02-17 | Siemens Aktiengesellschaft | Ausbreitungsraum zur aufnahme eines abschmelzenden reaktorkerns sowie verfahren zur wärmeabfuhr aus dem ausbreitungsraum |
FR2738661B1 (fr) * | 1995-09-11 | 1997-11-28 | Framatome Sa | Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire |
DE19814308A1 (de) * | 1998-03-31 | 1999-10-14 | Siempelkamp Guss Und Anlagente | Auffanglager für Kernschmelze |
US6353651B1 (en) * | 1999-11-17 | 2002-03-05 | General Electric Company | Core catcher cooling by heat pipe |
KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
JP4127630B2 (ja) * | 2002-07-29 | 2008-07-30 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
DE102010002623A1 (de) * | 2010-03-05 | 2011-09-22 | Micropelt Gmbh | Wärmetauscher und Verfahren zum Herstellen eines Wärmeleitelementes für einen Wärmetauscher |
JP2012247216A (ja) * | 2011-05-25 | 2012-12-13 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置 |
FR3008221A1 (fr) * | 2013-07-05 | 2015-01-09 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un recuperateur de corium |
US9911514B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system |
CN105374405A (zh) * | 2014-08-22 | 2016-03-02 | 国家核电技术有限公司 | 反应堆熔融物滞留装置 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2153644A (en) * | 1935-10-11 | 1939-04-11 | Ig Farbenindustrie Ag | Method of cooling gases |
US2580635A (en) * | 1947-06-19 | 1952-01-01 | Du Pont | Condensation of vapors |
US2913883A (en) * | 1956-01-03 | 1959-11-24 | Leslie M Burgess | Evaporative cooling system |
US3070535A (en) * | 1959-01-21 | 1962-12-25 | Koppers Co Inc | Nuclear reactor safety device |
FR1303680A (fr) * | 1960-08-26 | 1962-09-14 | Licentia Gmbh | Dispositif pour la diminution de la pression dans des enveloppes à pression des réacteurs |
-
1966
- 1966-04-13 DE DE19661501340 patent/DE1501340B2/de active Pending
- 1966-04-13 US US542384A patent/US3453176A/en not_active Expired - Lifetime
- 1966-04-13 GB GB16130/66A patent/GB1135826A/en not_active Expired
-
1969
- 1969-08-22 US US852175A patent/US3607630A/en not_active Expired - Lifetime
-
1970
- 1970-07-15 DE DE2035089A patent/DE2035089C3/de not_active Expired
- 1970-08-17 GB GB39616/70A patent/GB1275227A/en not_active Expired
- 1970-08-21 CH CH1256570A patent/CH510316A/de not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB1275227A (en) | 1972-05-24 |
DE2035089A1 (de) | 1971-03-25 |
DE1501340A1 (de) | 1969-12-04 |
DE2035089C3 (de) | 1973-10-25 |
US3453176A (en) | 1969-07-01 |
US3607630A (en) | 1971-09-21 |
GB1135826A (en) | 1968-12-04 |
DE2035089B2 (de) | 1973-02-15 |
CH510316A (de) | 1971-07-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE1501340B2 (de) | Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren | |
EP0563118B1 (de) | Kernrückhaltevorrichtung für kernreaktoranlage und notkühlung bei kernschmelze | |
DE69503606T2 (de) | Ein system zur passiven wärmeabfuhr aus dem innenraum einer kernreaktorschutzhülle | |
DE2906629C2 (de) | Vorrichtung zur Lagerung Wärme abgebender radioaktiver Materialien | |
DE1915371A1 (de) | Kernkraftanlage | |
DE1817353A1 (de) | Vorrichtung zur Absicherung von Kernreaktoren bei Unfaellen | |
DE4322107A1 (de) | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze | |
DE2361795A1 (de) | Raum zur langzeitigen und dichten lagerung von radioaktiven abfallprodukten | |
CH622054A5 (de) | ||
DE2220486C3 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE2459339C3 (de) | Kühl- und Auffangvorrichtung für den schmelzenden oder geschmolzenen Kern eines Atomkernreaktors | |
DE2634356C3 (de) | Kerntechnische Anlage | |
DE1277456B (de) | Druckgasgekuehlter Leistungsreaktor | |
DE1564985C3 (de) | Kernreaktoranlage | |
DE2052335C3 (de) | Sicherheitsbehältersystem für natriumgekfihlte Kernreaktoren | |
DE2628934A1 (de) | Mit fluessigem metall gekuehlter kernreaktor | |
DE2020097A1 (de) | Isolations- und Kuehleinrichtung fuer Gude von Druckmittelanlagen | |
DE2633960A1 (de) | Einrichtung zum loeschen einer brennbaren fluessigkeit durch absperren | |
EP0756288B1 (de) | Behälter zur Aufnahme und Ausbreitung von Kernschmelze sowie Kernkraftanlage mit einem solchen Behälter | |
DE1226223B (de) | Kernreaktoranlage | |
DE2125158C2 (de) | Reaktorgebäude | |
EP0792508B1 (de) | Ausbreitungsraum zur aufnahme eines abschmelzenden reaktorkerns sowie verfahren zur wärmeabfuhr aus dem ausbreitungsraum | |
DE1464553B2 (de) | Fangeinrichtung zum zurueckhalten von radioaktiven spalt produkten | |
DE2945964C2 (de) | ||
DE2023343C3 (de) | Kernreaktor mit einem Sicherheitsbehälter und darfn untergebrachtem Reaktordruckgefäß und Druckabbausystem |