DE1915371C3 - Kernkraftanlage - Google Patents
KernkraftanlageInfo
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- DE1915371C3 DE1915371C3 DE1915371A DE1915371A DE1915371C3 DE 1915371 C3 DE1915371 C3 DE 1915371C3 DE 1915371 A DE1915371 A DE 1915371A DE 1915371 A DE1915371 A DE 1915371A DE 1915371 C3 DE1915371 C3 DE 1915371C3
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Description
Die" Erfindung betrifft eine Kernkraftanlage mit
mindestens einem Kernreaktor mit einem Reaktordruckgefäß, einem Primärsystem, das mindestens
einen Strömungskrejs enthält, der am Druckgefäß an-
ao geschlossen ist und ein· Kühlmittel für den Reaktor
enthält, einem primären, eine Mante'ffäche aufweisenden
Sicherheitsbehälter, der den Reaktor und wenigstens einen Teil des Primärsystems umgibt, und
einem sekundären Sicherheitsbehälter, der bei einer
as bei einem Unfall eintretenden Zerstörung des primären
Sicherheitsbehälters den innerhalb dieses Behälters entwickelten gasförmigen Produkten ein vielfach
größeres geschlossenes Ausweichvolumen bietet, wobei der primäre Sicherheitsbehälter von dem sckun-
dären Sicherheitsbehälter umgeben ist. Eine solche Kernkraftanlage ist im wesentlichen beispielsweise
aus der USA.-Patentschrift 3 168 445 bekannt.
Unter einer Kernkraftanlage ist hier folgende Ausrüstung
zu verstehen:
1. Ein oder mehrere Kernreaktoren, die jeweils ein Druckgefäß, Reaktorgefäß genannt, mit angeschlossenen
Rohrsystemen enthalten, die wie das Reaktorgefäß bei Betrieb mit einem Kühl-
mittel — vorzugsweise Wasser oder Dampf oder
bcidem — gefüllt sind. Der Kernreaktor enthält
weiter Kernbrennstoff, bestehend aus Uran, Thorium oder Plutonium in Form von Metallen
oder Verbindungen mit Sauerstoff, Kohle oder
anderen geeigneten Grundstoffen. Der Kernbrennstoff ist in Form von vorzugsweise stabförmigen
Körpern angeordnet, die vorteilhaft mit einer Metallkapselung versehen und von dem
obengenannten Kühlmittel umgeben sind. Die
eingekapseilen Brennstoffstäbe liegen parallel
zueinander im Reaktorkern und geben bei Betneb
Wärme an das Kühlmittel ab.
2. Ein Primärsystem mit einem Reaktordruckgefäß und mit daran angeschlossenen Rohrsystemen,
die das Kühlmittel des Reaktors enthalten. Das
Primärs\ stern kann einen oder mehrere Wärmeaustauscher
für die Übertragung von Wärmeenergie /u einem sekundären Wärmeübertragungssystem
oder einen oder mehrere Turbo-
generatoren mit Antriebsturbinen mit dazugehörenden Kondensatoren oder beide umfassen.
3. Die für den Betrieb des Kernreaktors, der Turbinen und der Wärmeaustauscher erforderliche
Ausrüstung.
4. Eine oder mehrere Baukonstruktionen, worin sich der Kernreaktor, die Turbinen, die Wärmeaustauscher
und die für den Betrieb derselben erforderliche Ausrüstung befinden.
In Kernreaktoren werden bei Betrieb große Mengen
radioaktiver Stoffe erzeugt, die eine für lebende
Organismen schädliche Strahlung abgeben. Diese radioaktiven Stoffe, die sich hauptsächlich im Kernbrennstoff
bilden, werden hier Spaltprodukte genannt. Normalerweise werden diese von der Kapselung
der Brennstoffeinheiten daran gehindert, die Einheiten zu verlassen, können aber bei gewissen
Fehlern und Unfällen entweichen und sich dann auch weiter ausbreiten. Zweck der Erfindung ist, den
Schutz so zu verbessern, daß eine solche Ausbreitung bei den im folgenden beschriebenen Fehlern und Unfällen
in der Anlage nicht vorkommen kann.
Wenn in der Kapselung einer Brennstoffeinheit oder mehrerer Brennstoffeinheiten Löcher entstehen,
entweichen flüchtige Spaltprodukt und vermischen sich mit dem umgebenden Kühlmittel. Hierbei handelt
es sich hauptsächlich um Stoffe wie Edelgase, Halogene und Alkalimetalle. Bei den meisten Arten
von Kernreaktoren verbleiben die Spaltproduktc zum größten Teil im Kühlmittel und erreichen dort eine
Konzentralion, die von der Größe der Ausströmung aus den Löchern in den Brennstoffeinheiten, der Zcrfallgeschwindigkcit
der Spaltprodukt sowie der Größe und Leistungsfähigkeit der Rcinigungssysteme
des Kühlmittels bestimmt wird. Eine Weiterbeförderung des Spaltprodukles in die nächste Umgebung
des Reaktors geschieht jedoch erst durch Leckage im Prmiärsv stern.
In sogenannten F.inkreis-Sicdcwasser-Reaklorvn, bei denen das Kühlmittel aus Wasser besteht, das an
den Brennstoffelementen kocht, und der Dampf in einem oder mehreren zu Turbinen gehörigen Kondensatoren
oder in anderen Wärmeaustauschern kondensiert wird, werden die Edelgase aus dem Reaktor
ausgetrieben, während im allgemeinen die übrigen aus Brennstoffelementen entwichenen Spaltprodukte
zum größten Teil in der Wasserphase des Kühlmittels im Kernreaktor verbleiben. Die zu den Kondensatoren
entwichenen I delgase des Einkrcis-Sicdewasser-Reaktors werden nach längerem oder kürzerem
Abklingen ihrer Aktivität in einem Abgassv stern in die Umgebung der Anlage herausgelassen. Wenn
die Verzögerungszeit lang gemacht wird, um bei einer gegebenen Leckage aus dem Brennstoff die Abgabe
in die Umgebung niedrig zu halten bzw. um bei einer gegebenen zulässigen Abgabe eine größtmögliche
Leckage zuzulassen, kann die Radioaktivität in dem aufhaltenden Teil des Abgassystems einen hohen
Wert erreichen. Dieser Teil muß sehr sorgfällig gegen Strahlung abgeschirmt werden, bei Fehlern im
Aliting Mom können große Mengen radioaktiver Abgase
aus diesem Teil entweichen.
Spaltprodukt können auch bei Unfällen in der Anlage \om Reaktor freigesetzt werden. Beispiele für
derartige Unfälle sind:
1. Schäden bei vielen in Betrieb befindlichen Brennstoffelementen gleichzeitig oder beim
Brennsiotfwechsel. verursacht durch einen sogenannten Reaktiv itälsunfall im Reaktor.
2. 1 in Bruch im Pnniärsvstem des Reaktors, der
teils zur Folge haben kann, daß Spaltprodukte, die schon früher bei normalem Betrieb in das
Kühlmittel herausgeleckt sind, den Kernreaktor verlassen, teils auch, daß Spaltprodukte, die sich
beim Eintreffen des Bruches noch im Brennstoff befanden, herauskommen, falls dieser Brennstoff
infolge des Unfalls mechanisch oder durch Überhitzung beschädigt werden sollte.
Um die Auswirkungen derartiger Unfälle zu verringern.
ist ein Kernreaktor und dessen Primärsystem oder Teile desselben daher meistens in einem dichten
sogenannten Sicherheitsbehälter, hier der primäre Sicherheitsbehälter der Anlage genannt, eingeschlossen.
In den Fällen, in denen das Primärsystem tcil-
«o weise außerhalb des primären Sicherheitsbehälters
liegt, sind die Rohrleitungen bei den Durchführungen mit einem sogenannten Isolicrvcnlil oder mit mehreren
Isolicrvcntilen versehen. Diese werden automatisch geschlossen, wenn ein Unfall in der Anlage signalisiert
wild, soweit sie nicht dem Reaktor und dem
Sicherheitsbehälter oder beiden Kühlmittel zuführen. Der primäre Sicherheitsbehälter, dessen Eigendichtigkeit
und die seiner Isolierventile geprüft sind, ist somit dicht gegen das Hcrausleckcn der Spaltproduktc,
die bei dem Unfall vom Reaktor freigesetzt worden sein können.
Der primäre Sicherheitsbehälter wird oft mit einem Kondensalionssystcm — vielfach »pressure
suppression system« genannt — versehen in dem der
a5 Dampf kondensiert wird, der vom Kernreaktor unmittelbar
nach einem Bruch im Primärsystem frei geworden ist. Dieses macht es möglich, für einen gegebenen
Kernreaktor einen kleineren Primärsichcrheilsbehältcr bei einem gegebenen Auslegungsdruck
für den Behälter zu verwenden bzw. einen niedrigeren Auslegungsdruck bei gegebenem Volumen de*
Primärsichcrheitsbeliälters. Das Kondensationssystem kann beispielsweise Wasser, Eis, Steine odei
Kugeln als Kondcnsationsmittcl enthalten.
Der primäre Sicherheitsbehälter ist weiter vielfacli
mit einem Einspritzsystem versehen, das den Dampl kondensiert, der noch im Behälter ist oder nach dei
ersten Kondensation in den Behälter noch herauskommt. Das Einspritzsystem spritzt Wasser durcli
das Gasvolumen des primären Sicherheitsbehälter1' und leitet das Wasser durch cm äußeres System mi'
Pumpen und Wärmeaustauschern, mit di.'ren Hilfe
die bei Unfällen in den Primäisicherhcitsbehältcr gc
langte Wärmeenergie und die Energie, die nach den
Unfall weiterhin vom Reaktor in den Behälter pe langt, zu einer äußeren Wärmesenke abgeleitet witd
Wenn die Wärmeleistung, die nach dem Unfall in primären Sicherheitsbehälter herauskommt, gröRei
ist als die Kühlleistung des Einspritzsystcms. arbeite!
das Kondensationss\stern weiterhin parallel /u den
Einspritzsvstcm. Dies ist besonders dann der I all wenn zu der Nachleistung des Reaktors, die vor
Spaltprodukten im Kernbrennstoff erzeugt wird, ι Iu
mische Reaktionsenergic \on einer Reaktion /\\i sehen Kapsclungsmetall und Dampf im Kcrnaakini
dazukommt.
Ein Bruch im Primärsystem im Innern des prmi.i
ren Sicherheitsbehälters wird hier innerer Bruch um ein Bruch im Primärsyslem außerhalb des primärer
Sicherheitsbehälters äußerer Bruch genannt. Bei au ßerem Bruch gelangt so viel Kühlmittel des Kernre.,1
tors in die Umgebung des primären Sichcrheitsheh.il
ters. wie durch die Bruchstelle herausströmen kann ehe sich die lsolienentile geschlossen haben. Nai Ii
einem inneren Bruch besteht während einiger /en
ein (Mierdruck in dem primären Sicherheitsbehälter,
wobei ein gewisses Entweichen von SpalipioduU η
dutch Leckage in den Wänder des primären SilIki
heitsbehälters und in den dichtenden Organen der Isolierventile erfolgen kann. Nach einem Reaktivitätsunfall
kann der noch vorhandene Druck des Reaktors Spaltprodukte aus dem primären Sicherheitsbehälter
durch die dichtenden Organe der Isoliervenlile
herauspressen.
Bei der eingangs erwähnten Kernkraftanlage (USA.-Patentschrift 3 168 445) stellen der innere und
äußere Sicherheitsbehälter unabhängig voneinander errichtete Hüllen dar. Soll der innere Sicherheitsbehalter
bei einem inneren Bruch den Druckgas- und Stoßkräften standhallen, so muß er mit einer entsprechend
hohen Festigkeit errichtet werden. Der äußere Sicherheitsbehälter besteht aus einer Stahlmantelkonstruktion,
die zylinderförmig um den inneren Sicher- «5 heitsbehäller herumgebaut ist.
Aus den Entgegenhaltungen »Energie Nucleaire«,
1959, S. 31, und dem »ASEA-Journal«, 1964, S. 69, ist eine Reaktoranlage bekannt, bei der das gesamte
Reaktorgehäuse mit Ausnahme der Turbinenhalle in ao einer Fclsenkammer errichtet ist. Das eigentliche
Druckgefäß befindet sich in einem Raum des Reaktorgebäudes, der im Verhältnis zu dem Gesamtvolumen
des Reaktorgebäudes, in dem alle Hilfseinrichtungen untergebracht sind, relativ klein ist. Das
Reaktorgebäude steht mit der Turbinenhalle über ein mehrstöckiges, in den Felsen hineinlaufendes Gebäudeteil
in Verbindung. Bei dieser bekannten Anlage ist nur ein einziger Sicherheitsbehälter, nämlich die
Fclsenkammer, vorhanden. Das den Reaktorkern umgebende Reaktorgebäude kann die Funktion eines
primären Sicherheitsbehäitcrs nicht ausüben. Es ist um Zehnerpotenzen größer als das eigentliche
Druckgefäß. Dagegen ist das Volumen der Felsenkammer nicht um ein Vielfaches größer als das Volumen
des Reaktorgebäudes. Das erforderliche große Ausweichvolumen innerhalb des äußeren Sicherheitsbehälters gegenüber dem Volumen des inneren
Sicherheitsbehälters wäre' also nicht vorhanden, selbst wenn man den schwierigen Versuch machen
wollte, ein so großes und komplexes Gebäude so stark und dicht auszuführen, daß es die Funktion
eines inneren Sicherheitsbehälters ausüben könnte.
Aus der deutschen Auslegcsehrift 1 046 790 ist ein Reaktordruckgefäß bekannt, das in eine allseitig umgebcnc
Felsenkammer eingepaßt ist, wobei die Fuge zwischen dem Metallmantel des Druckgefäßes und
der Felsenwand entweder durch Zement oder durch Flüssigkeit bündig ausgefüllt ist. Dadurch, daß der
Metallmantel des Druckgefäßes bündig allseitig an die Felscnwand angelegt ist, werden die Druckkräfte
von der Felsenwand aufgenommen, so daß der Stahlrnanlci
des Druckgefäßes relativ dünnwandig ausgeführt
werden kann. Ein das Druckgefäß umgebender Sicherheitsbehälter, der erst dann Druckkräften
ausgesetzt ist, wenn die eigentliche Druckgefäßwand bricht, ist bei dieser bekannten Anordnung
nicht vorhanden. Die Felsenwand ist kein Sicherheitsbehälter, sondern sie stellt unmittelbar die betriebsmäßig
ständig belastete Wand des Druckgefäßes dar, die lediglich durch einen Stahlmantel ausgekleidet
ist.
Der vorliegenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Kernkraftanlage der eingangs erwähnten
Art derart zu entwickeln, daß eine Zerstörung des inneren
Sicherheitsbehälters durch die bei einem inneren Bruch auftretenden Gasdruck- und Stoßkräfte
vermieden wird, ohne daß der innere Sicherheitsbehälter zu diesem Zweck in einer ungewöhnlich starken
Konstruktion ausgeführt zu werden braucht.
Diese Aufgabe wird bei der eingangs genannten Kernkraftanlage dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß
der sekundäre Sicherheitsbehälter in an sich bekannter Weise aus einem Bergraum besteht und daß
der primäre Sicherheitsbehälter derart von der Bergwand abgestützt ist, daß in ebenfalls an sich bekannter
Weise die ganze Mantelfläche in druckübertragender Verbindung mit der Bergwand steht.
Eine bevorzugte Ausführungsform der Kernkraftanlage nach der Erfindung, bei der das Primärsystem
wenigstens einen Wärmeaustauscher enthält (z.B. einen Kondensator für eine Hauptturbine), der
außerhalb des primären Sicherhcitsbehälters angeordnet ist, ist dadurch gekennzeichnet, daß der
Bergraum den primären Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher bildet.
Durch die Erfindung wird eine Kernkraftanlage geschaffen, die in außergewöhnlich dicht bevölkerten
Gegenden liegen kann, ohne daß die Gefahr einer unzulässig großen radioaktiven Abgabe bei einem
Unfall besteht. Bei der Erfindung ist erstmals ein Bergraum als sekundärer Sicherheilsbehälter verwendet.
Der Bergraum dient nicht nur zum Auffangen des Gasdruckes, sondern auch zur Aufnahme der
Stoßkräfte bei Unfällen. Die Stoßkräfte brauchen nicht von dem primären Sicherheitsbehälter aufgenommen
zu werden, sondern sie werden über diesen auf die kräftigen Wände der Felsenkammer geleitet.
Da die Fclsenkammer lediglich als sekundärer Sicherheitsbehälter dient, brauchen an seine Dichtigkeit
nicht so hohe Anforderungen gestellt zu werden wie bei der obenerwähnten Kernkraftanlage aus dem
»ASEA-Journal«, 1964, S. 69. Es ist besonders vorteilhaft, den Berg durch Injektionen, z.B. mit Zementmörtel
oder einer Aufschlämmung von feinkörnigem Lehm zu dichten. Man kann dadurch unter
normalen Verhältnissen das Eindringen von Grundwasser in den Bergraum und das Entweichen von
Spaltproduktcn aus dem Bergraum nach einem Reaktorunfall beinahe vollkommen verhindern.
Außerdem wird die Festigkeil des Berges verstärkt. Die Anforderungen an die Dichtigkeit der Schleusen
in den Zufuhrwegen und der Ventile im Ventilationssystem sind, wenn es sich um sekundäre Sicherheitsbehälter
handelt, auch von erheblich geringerer Größenordnung als bei primären Sicherheitsbehältern.
Bei einem äußeren Bruch erfolgt keine unmittelbare Abgabe in die Umgbeung der Anlage. Statt dessen
steigt der Druck im Bergraum bis zu einem cewissen Niveau, und die Bergabdeckung muß selbstverständlich
so bemessen werden, daß der Berg auf Grund dieses Druckes nicht gehoben wird. Dadurch,
daß keine Nachleistung in dem sekundären Sicherheitsbehälter erzeugt wird, kann dieser Druck indessen
durch Einspritzen von Wasser in das Gasvolumen des Bergraumes schnell gesenkt werden. Diese
Einspritzung kann, wie bei dem primären Sicherheitsbehälter, mit Pumpen geschehen, aber auch mit
hydrostatischem Druck eines auf einem höheren Niveau als der Bergraum liegenden Bassins oder anderen
Wasserbehältern. Diese Einspritzung kann durch Öffnen von Ventilen oder automatisch durch den
entstehenden Überdruck gestartet werden. Im letzteren Fall kann der entstehende Druck dazu verwendet
werden, einen Saugheber im Einspritzsystem zu über-
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schwemmen, wodurch die Einspritzung gestartet und einem sekundären Sicherheitsbehälter in Form eines
aufrechterhalten wird, bis das Bassin geleert ist oder Bergraumes bringt auch andere bisher nicht ausge-
solange dieses gefüllt wird. nutzte Möglichkeiten zur Erhöhung der Sicherheit
Wenn das Einspritzsystem eine Kapazität von eini- der Anlage mit sich.
gen hundert kg/s erhält, kann der Druck in einem 5 Eine davon ist, daß man das Kondensationssystem
ungefähr linearen Verlauf von höchstens 10 bis des primären Sicherheitsbchälters in einen separaten
20 Minuten gesenkt werden. Wenn der sekundäre Bergraum verlegen und dessen Überdruck bei Unfall
Sicherheitsbehälter beispielsweise eine Leckage von direkt im Berg aufnehmen kann und daß das System
H) Normalkubikmclcr pro Sekunde und pro Bar auf ein höheres Niveau als der Reaktorkern verlegt
Überdruck (1 bar = 1,01972 kp/cm2) aufweist, io werden kann, was bei Anlagen auf Bodenniveau in
kommt damit bei einem Anfangsdruck von 2,5 bar der Praxis schwer durchführbar ist. Das letztere becin
Entweichen der Gasmisdiung in die Umgehung deutet, daß der Sicherheitsbehälter bis zu einem Nizustande,
das höchstens einige Prozent des Gesamt- vcau über dem Reaktorkern überschwemmt werden
volumcns des sekundären Sicherheitsbehälters aus- und damit nach einem inneren Bruch die Kühlung
macht. Das Herausleckcn von Spaltprodukten kann 15 des Kerns sichergestellt werden kann, ohne daß vordamit
bei einem geringen Bruchteil der Abgabe ver- her das Kondensationssystem überschwemmt und dableiben,
der bei einer Unterbringung in normalen mit außer Funktion gesetzt wird. Wie vorher be-Gcbäudcn
auf Bodenniveau zustande kommen schrieben, kann eine solche Funktion erforderlich
würde. Weiter verringert die Absorption von Spalt- sein, wenn der Kern unzureichend gekühlt ist, vor alprodukten
in den Bergspalten die Abgabe in die Um- 20 lern, wenn darin chemische Reaktionen zwischen
gebung der Anlage. Eine weitere Senkung der Lek- Kapselungsmetall und Dampf vorgehen,
kage kann durch Verlegen des Bergraumes unter Ein anderer Vorteil mit dem Einschließen des Grundwasserniveau, das man eventuell auf künstli- Reaktors und dessen primären Sicherheitsbchälters chom Wege aufreci·.-. rhalten muß, erreicht werden. in einem sekundären Sichcrheitsbehält> 1 in Form Hierbei bildet das Grundwasser eine dritte Umschlie- *5 eines Bergraumes ist, daß die Reaktionskräfte, die ßung. bei großen Brüchen im Primärsystem entstehen kön-
kage kann durch Verlegen des Bergraumes unter Ein anderer Vorteil mit dem Einschließen des Grundwasserniveau, das man eventuell auf künstli- Reaktors und dessen primären Sicherheitsbchälters chom Wege aufreci·.-. rhalten muß, erreicht werden. in einem sekundären Sichcrheitsbehält> 1 in Form Hierbei bildet das Grundwasser eine dritte Umschlie- *5 eines Bergraumes ist, daß die Reaktionskräfte, die ßung. bei großen Brüchen im Primärsystem entstehen kön-
Dadurch, daß man bei einem Einkreis-Siede- ncn, auf den Berg übertragen werden können und
wasser-Reakior den Kernreaktor und dessen prima- daß die Dichtigkeit des primären Sicherheitsbehälteis
ren Sicherheitsbehälter in einen und die Kondensate»- auch nach schweren Brüchen im Primärsystem, ilt
ren in einen anderen von dem erstcren getrennten 30 ncn dieser Sicherheitsbehälter normalerweise nicht
Bergraum verlegt, kann m^n den Hauptteil des nach Widerstand leisten kann, beibehalten wird. Der
einem äußeren Bruch zum sekundären Sicherheitsbe- Reaktor wird in diesem Fall radial von einem Bcton-
hälter entweichenden Dampfes noch schneller kon- schirm umgeben, der dank einer Ausdehnungsfuge
densicren. Man verbindet dann die beiden Berg- ein gewisses axiales und radiales Spiel im Verhältnis
räume durch ein Kondensationssystem, Vorzugs- 35 zum primären Sicherheitsbehälter hat, der seinerseits
weise mit Eis oder Steinen oder Kugeln als Kondcn- am Berg abgestützt ist. Der Betonschirm kann weiier
-sationsmedium. Als Aufsammelvolumen für das so ausgeführt werden, daß er einen Strahlenschinn
durchströmende, nicht kondensierbare Gas wird in zwischen dem Reaktor und dem Teil des primäre;!
diesem Fall bei äußerem Bruch in dem einen Berg- Sicherheitsbehälters, wo öfters gearbeitet wird, aus
raum der andere Bergraum, und umgekehrt, verwcn- 40 macht. Ferner kann er so ausgeführt werden, daß '
det, so daß ein besonderes Aufsammelvolumen nicht einen druckaufnehmenden, aber nicht dichten Sch;! ·■
erforderlich ist. zwischen dem Reaktor und dem primären Sieb
Nach einem inneren Bruch entsteht, wie zuvor be- heitsbehälter bildet und damit den primären Siclu rschricben,
während einer Zeit ein innerer Überdruck heilsbchälter vor Schäden durch Geschoßeinvvirku >.:
in dem primären Sicherheitsbehälter, und man kann 45 und hohe Überdrücke während des Einleitungs.t
ein gewisses geringes Herauslecken von warmem Gas schnittes nach größeren Brüchen im Primärsysk ,
oder Dampf oder beidem sowie von Spaltprodukten schützen kann. In einer bevorzugten Ausführiiiv.
vermuten. Die zum sekundären Sicherheitsbehälter form hat der Schirm wenigstens im wesentlichen dr.
abgeführten Wärmemengen sind indessen klein und Form eines hohlen Zylinders mit axialen Nuten ! ·<
können durch mäßiges Einspritzen unschädlich ge- 5° ist besonders vorteilhaft, den Schirm mit radial·, π
macht werden. Das Einspritzwasser wird dann even- Öffnungen und wenigstens einem ringförmigen pe rituell
über einen Wärmeaustauscher zum Wasservor- pherischcn Kanal auszuführen, der den Aufbau \ π
rat /urückgekitet. Damit kann man in diesem Fall Stoßwellen durch Reflexion verhindert,
überdruck in dem sekundären Sicherheitsbehälter Hin weiterer Schutz des primären Sichcrheitsheh. ! \ermeiden. und dadurch, daß dieser keiner Saugwir- 55 tcrs kann durch die Anbringung von deformierixi: r kung vom Wind ausgesetzt ist. kann die Abgabe in Stoßdämpfern über und unter dem Reaktor, wo <.·■■)■. die Umgebung der Anlage sehr niedrig gehalten wer- unmittelbare Stütze gegen den Berg nicht erh.ilur den. Audi in diesem Fall ist keine extreme Dichtig- werden kann, erreicht" werden. Weiter kann das nw'\ keit der Bergraumwände erforderlich. rere tausend Tonnen wiegende Brennstoffbassin .:
überdruck in dem sekundären Sicherheitsbehälter Hin weiterer Schutz des primären Sichcrheitsheh. ! \ermeiden. und dadurch, daß dieser keiner Saugwir- 55 tcrs kann durch die Anbringung von deformierixi: r kung vom Wind ausgesetzt ist. kann die Abgabe in Stoßdämpfern über und unter dem Reaktor, wo <.·■■)■. die Umgebung der Anlage sehr niedrig gehalten wer- unmittelbare Stütze gegen den Berg nicht erh.ilur den. Audi in diesem Fall ist keine extreme Dichtig- werden kann, erreicht" werden. Weiter kann das nw'\ keit der Bergraumwände erforderlich. rere tausend Tonnen wiegende Brennstoffbassin .:
Das Spritzen des sekundären Sicherheitsbehälters 60 dem primären Sicherheilsbehälter in solcher W.:-.
k'inn gegebenenfalls aut einen von mehreren zusam- angebracht werden, daß es dazu beiträgt zu verhir.
menhängenden Bergräumen eingeschränkt werden. dem. daß der primäre Sicherheitsbehälter allzu ·-··■ ·.■
Di.-s macht es leichter, die Anlage in solcher Weise Ben axialen Zugbeanspruchungen bei 'guilVier
zu konstruieren, daß die Einspritzpumpen des primä- Tankbrüchen ausgesetzt wird.
ren Sicherheitsbchälters während der in diesem Fall 65 Ejn weiterer Vorteil der l'nierbriiv'uno eine·
langen Einspritzperiode nicht überschwemmt wer- Kernreaktors und seines primären SicherheiTslxKil·
den. tcrs in einem sekundären Sicherheitsbehälter in I oirr
Die Unterbringung einer Kcrnreaktoranlage in eines Bergraumes ist. daß man eine drucktrageinlf
7 0-70
7iomlich dichte Umschließung des Reaktors
'Γαόη Fä en eS bei dciien der primäre
Noch
eines Kcrnrc-
zusa.nmenßeführt sind. Die Brennstoffstäbe bestehen aus Urandioxydpcllets in Kapselung von Zircaloy 2
, S ?K=£S£ög
227 146 angegebenen We.se ausgeführt sind Übe
,.„ Teil de» Rcatarimckbchaltcn;2 gehen »ic,: te
tlONogcnCein wdSer Vorteil der genannten EinschließunTistdlß
de? zuvor beschriebene aufhaltende Te des Abaassystems in Emkre.s-Sicdewasser-
Rektoren im Berg eingeschlossen und gegen Strah-RcaKtoren
im Berg ei t
len abgeschirmt werden kann, wutcr cw
von Natur ™VW*^™^*^*£™: bcispiclswe.se J" G»s Jn»J™ üi ^1 für das frci ^^y^ kann,
von Natur ™VW*^™^*^*£™: bcispiclswe.se J" G»s Jn»J™ üi ^1 für das frci ^^y^ kann,
falls der aufhaltencu. ich zu
sollte, bcisp,clswe.se auf Grund eines
nem Kühlsystem. folcendcn an Hand der
^^ imUren sicherheitsbehälter·.) aus armiertem
Beton umgeben. Eine im Beton .eingebettete Blechhülle
10 gibt dem Pritnarsichcrhcitsbchaltcr 9 die notigc
Dichtigkeit. Der Pnmarsicherhcitsbchaltcr ,st
» auch vorgespannt, wcn.gstcns dort, wo er nicht gegen
rf umgebenden Berg 11 abgestutzt ist (s.Fig.4).
t Primärsichcrhcitsbchälters9 ist mit
^ verlaufenclc„ Kanälen 12 zur Ventilation und
Dränierung des Bexgraumes verschen. Die Bcton-
,5 schicht 29 zwischen dem Dichtungsblech 10 und der
Bergwand 11 besteht aus porösem, sogenanntem
»Popcom«-Beton. »Popcorn«-Bcton und dessen Eigenschaften sind in drei Artikeln im Journal of the
American Concrete Institute näher beschrieben,
Kernkraftanlage gcmali t\ g. im chcm Ldchtbeton sind die Hohlräume miteinander
S%fo\ einen Schnitt nach Linie HI-III in F i g. 2, verbunden, was Gas- und Flüssigkeitsdiffusion durch
F ig. 4 einen Schnitt nach Linie IV-IV in den den Beton zulaßt. · ^
F F8I α Teinen senkrechten Schnitt durch einen Teil 4» Hauptdaten des Reaktors
eines Systems für die Zufuhr von E.nspnizwasscr ^^^ Leistung neUo 4()(} MW
TiiraS-ti-h die verschiedenen Einspritzsy- EJek^je Leistung, brutto .... 420 MW
sterne der Anlage, Thermische Leistung 1246 MW
?jf Jf^StÜaSan*»;. ioÄscheAvirkungs-
irdiscfen Teile einer anderen Ausführungsform der ^^^^ ^- ^
nach Lmie ,X-IX in Fig.8 ^ g^^
""Fig. ,0 bis ,8 Schnitte nach den Linien X-X W. Darnp^stung ...... . ....... · 583 kg,s
genannter Ei„kre.s-S^wassePRc-Mo^^_ ^.^^„^ 7,5 C
do Reaktordruckbehälter, 2 gehen v'^S™0?..^ Sürcnmcsser
· ■ ■ 5,0 m
lc.unecn 3 zu den Eintrittsstutzen der L-J a zpum- Durchmesser ^
pen 4Γ deren Austriltsstutan über d« RoI ^ ^jJ1 ke ·;;;;;; , 2n mjn
gen 5 mit dem R^^™^1^^^, VcnTicn 6 Höhe des Kerns 3650 mm
SÄ rEÄÄ ff Dosser der Brennstoff- ^
es etwa 110 Rohrstutzen (n«cht^««g^ ™J£ wLdstärke der Kapselung .... 0.8 mm
schluß an eine ^^^Μ^Ά)^ von *5 Maximale Wärmebelastung bei
in etwa 450 Brennstoffpatronen von je 8 mal 8 Stäben staoen ..
I 915 371
13 14
Brcnnstoffgcwicht 80 450 kgU ter ist im Bergraum 21 eine Ausrüstung 23 zur Er-
Durchschnittlicher Abbrand im möglichung eines Brennstoffwechsels angeordnet.
G'eiehgewichtskern 22 000 MWd/tonU Der im Reaktor 1 erzeugte Dampf wird durch die
Hauptdampfleitung 19 zu einer Turbinenanlage 24 5 für die Erzeugung von elektrischem Strom und einer
Zwischen der Wand des Primärsicherheitsbehäl- Wärmeaustausoheranlage 35 für die Erzeugung von
ters9 und dem. Reaktordruckbchälter2 ist ein nicht Fernwärme, beide in einem separaten Teil 21' des
dichter Betonschirm 13 angebracht, der einen Strah- Bergraumes 21 gelegen, geführt. Der Einfachheit hallunüsschirm
bildet und außerdem den dichten Pri- her wiTd dieser separate Teil des Bergraumes im folmärsicherheitsbehäher9
gegen Gcschoßeinwirkuiig io genden mit Turbinenhalle bezeichnet. In der Fig. 2b
und hohe Stoßdrücke, die durch große Brüche im wird eine Endansicht der einen der beiden Turbinenprimären
Reaktorsystem verursacht werden können, anlagen 24 in der Turbinenhalle gezeigt. Jede Turbischützt.
Bei normalen Betriebsverhältnissen für den nenanlage 24 enthält einen Turbinenteil 33 mit
Reaktor kann sich der Betonschirm durch Expan- einem Generator 33' und einem Kondensatorteil 34.
sionsfugen 14 bzw. 14' zwischen dem obersten Teil 15 Gegendruckdampf von dem Turbinenteil 33 wird
des ßelonschirms 13 und dem Primärsicherheitsbc- auch zu den Wärmeaustauschern 35 zur Erwärmung
halter 9 bzw. zwischen den Seiienwänden des Beton- von Fernheizungswasser »^leitet. Kondensat vom
schirms 13 und des Primärsichcrhcitsbchältcrs 9 in- Kondensatorteil 34 und dem Wärmeaustauscher 35
nerhalb des Primürsichcrheitsbchäiters frei ausdeh- wird als Speisewasser von den Speisewasserpumpen
neu. Der Betonschirm 13, der im wesentlichen, die 20 36 durch die Speisewasserlcitung 37 zum Reaktor 1
Form eines hohlen Zylinders mit axialen Nuten 32 zurückgepumpt. Die Bergwände der Turbinenhalle
hat (s. Fi g. 4) ist über und unter dem Reaktor 1 mit 21' bilden eine primäre Umschließung des in der Turdeformierbaren
stoßdämpfenden Organen 30 \erse- bincnhalle untergebrachten Teils des Primärsystems,
hen. ζ. B. von der in der schwedischen Patentschrift Um eine ausreichende Dichtigkeit gegen Leckage
223 575 angegebenen Art. Der Abstand zwischen der as im Bergraum zu erreichen, kann es notwendig sein,
den Reaktorbehälter 2 umgebenden Isolierung und eine dichtende Substanz bis zu einer Tiefe von beiden
oberen Stoßdämpfern 30 sowie in radialer Rieh- spielsweise 5 m in die Bergwände zu injizieren. Ein
tung dem Betonschirm 13 ist minimal gehalten. angemessener Wert der zulässigen Leckage beträgt
Der Primärsicherhcitsbchälter9 ist mit einem so- 10 Normalkubikmcter (gemessen bei 0° C und 1 bar)
genannten »pressure suppression-system« oder Kon- 30 pro Sekunde und pro Bar Überdruck oder weniger,
densationssystem zur Kondensicrung von bei einem aber auch Werte bis zu 100 können akzeptiert wer-
Unfall frei werdendem Dampf versehen, In der gezeig- den. Die dichtende Substanz besteht vorzugsweise
ten Ausführungsfomi wird als Kondensationsmedium aus einer Wasseraufschlämmung von feinkörnigem
Wasser in einem in einem separaten Bergraum 31 an- Material wie Zement oder feinkörniger Lehm. Da-
geordnclen ringförmigen Kondensationsbassin 15 35 durch, daß die Bergräume 21 und 21' unter das
verwendet, das mit dem Primärsicherheitsbchältcr 9 Grundwasserniveau 38 verlegt werden, bildet das
über eine Anzahl Ziileilungsrohre 16 verbunden ist. Grundwasser eine dritte Umschließung. Falls das
die sich zu Verteilungsrohren 17 hin verzweigen. Grundwasserniveau 38 zu niedrig liegen sollte, kann
Das Kondensationsbassin 15 ist von Beton umgc- es auf künstlichem Wege durch die Zuführung von
ben und mit einem in dem Beton eingebetteten dich- 40 Wasser von einem Bassin oder einer natürlichen
ten Bleehmanlel 18 versehen. Das Kondensationssy- Wasseransammlung 39 erhöht werden, wie aus
stern ist in solcher Höhe über dem Kern 7 ange- F i g. 6 hervorgeht. Dicht injizierte Zonen werden in
bracht, daß der Primärsichcrheitsbehälter9 bis zu den Figuren mit einer punktierten Linie gekennzeich-
einem über dem Kern liegenden Niveau über- net. Eine Dränierpumpe 40 zum Abzapfen von Was-
schwemmt werden kann, ohne eine Überschwem- 45 scr, das durch die dicht injizierte Zone in die Berg-
niung des Kondensationssy stems zu riskieren, räume 21 und 21' leckt, ist in einem mit den Bcrg-
Die vom Oberteil des Reaktordruckbehälters 2 räumen durch einen aufwärts gehenden Schacht
ausgehenden Dampfleitungen 8 werden zu ein bis verbundenen Tunnel angebracht. Die Dränierpumpe
vier Hauptdampfleitungen 19 zusammengeführt, ehe 40 kann, wenn nötig, ganz in Wasser untergetaucht
sie die Wand des Primärsicherheitsbehälters9 zu 50 arbeiten oder, wie in der Fig. 2 gezeigt ist, unter
einer äußeren Verbrauchsstelle passieren. Die einer dichten Haube liegen, unter der sich ständig
HauptdampfleituiH<en 19 sind auf beiden Seiten der eine Gasblasc befindet.
Wand 9 mit schnellschließenden Isolierventilen 20 Der Bergraum ist ventiliert, aber der Luftstrom
zur Isolierung des Primärsicherheitsbetiällers bei Un- wird durch hochgradige Verwendung von Wassergefällen
versehen. 55 kühlten Klimaanlagen und Wandanordnungen nie-
Wie schon vorher erwähnt, ist der Primärsicher- drig gehalten. Auf diese Weise können die Ventile in
heitsbehälter9 so in einem Bergraum 21 unterge- den vom Bergraum herausführenden Schächten klein
bracht, daß der Bergraum eine sekundäre Umschlie- sein, wodurch eine ausreichende Kontrolle ihres
ßung vom Primärsicherheitsbehälter umgebener Schließens mit erforderlicher Dichtigkeit ermöglicht
Komponenten bildet. 60 wird.
Im Bergraum 21 ist ein Brennstoffbassin 22 ange- Der Bergraum ist mit einem Einspritzungssystem
bracht, das in einer nicht gezeigten Ausführungsform für die Kondensation von bei einem Unfall eventuell
über dem Primärsicherheitsbehälter 9 auf dem Be- entwichenem Dampf versehen. Das Wassereinsprit-
tonschirm 13 ruhen kann, wodurch das Gewicht des zen kann mit Pumpen erfolgen, geschieht aber vor-
Brennstoffbassins 22, das mehrere tausend Tonnen 65 teilhaft hydrostatisch von einem oberhalb des Berg-
betragen kann, den Schirm 13 daran hindert, den raumes gelegenen Wasservorrat, bestehend aus einem
Primärsicherhcitsbehälter bei einem Unfall anzuhe- im Berg oder auf Bodenniveau angeordneten Spritz-
ben, bei dem eine axiale Stütze erforderlich ist. Wei- wasserbassin. Das Spritzwasser kann auch aus einer
Ίο
natürlichen Wasseransammlung wie Meer oder See genommen werden.
Ein zweckmäßiges automatisch startendes Einspritzsystem ist in Fig. 5 gezeigt. Das Spritzwasserbassin
25 ist hier im Berg untergebracht und wird von der Wand 26 in einen Teil mit Abfluß und einen
Teil davor getrennt. Die einzelnen Bassinteile sind am Boden miteinander verbunden. In dem inneren
Bassinteil ist ein Saugheber 27 angebracht, dessen
eil entwichene Gase bilden
möglich, einen der "b"6en
kraftanlage, vorzugsweise aen ^ £χ
Raum des Kondensanonssysterns Iia ι™; »' für
pansionsvolumen und bekunaaruiras^m e.^^
vom Abgassystem eventuell entwicnene υ
zulassen. . Stoffe von
In F ig. 7 ist gezeigt, wle ™αι.°;a* "*?? EiektOrs
den Turbinenkondensatoren 34 mitteis tu « J i i Bum 21 anfeDra£""r
ndensatoren 34 mitt J
höchster Teil oberhalb des normalen Wasserniveaus io 52 zu einem im Bergraum 21 anfeDra£""r Passa„e
im Bassin 25 liegt. Vom Saugheber 27 führt eine gunesbehälter 53 abgesaugt werden. Nach rass g
Spritzwasserleitung 28 zum Bergraum 21. Falls der derVilter 54 und 55 ist das abgesaugte ™*&BUr
Druck im Bergraum 21 infolge von bei einem Unfall gend rein, um durch einen der ^cn°msl"": hä
entwichenem Dampf steigen sollte, wird durch den Anlage mit dem Ventilator 56 in aie ΛΗ""J^ .
zunehmenden Druck der Saugheber 27 über- 15 herausgelassen werden zu können tine auern
schwemmt und die Einspritzung gestartet. Die Ein- Verlegung 53' des Abklingungsbehalters μ im i»
spritzung wird so lange fortgesetzt, bis das Bassin 25 Bergraum 31 für das Kondensationsbassin is muec
geleert ist oder solange es gefüllt gehalten wird. strichelten Linien angedeutet. Aus Hg./ gern *
Der untere Teil 42 der Turbinenhaüe 2V ist vor- hervor, wie ein Notventilationssystem angeoraneiisi,
teilhaft so ausgeführt, daß er ein Aufsammelbassin ao um mit dem Ventilator 58 Gase von den axialen ivafür
das Einspritzwasscr bildet. Von diesem Aufsam- nälen 12 heraussaugen zu können. Die ^as^w
melbassin 42 kann das Finspritzwasser in einer nicht zwischen den Filtern 54 und 55 in das oben
gc/cigten Ausführungsform mit Spritzwasserpumpen bene Abgassystem geleitet.
zum Spritzwasserbassin 25 zurückgepumpt werden, Der Kontrollraum der Anlage hegt vorzugsweise
wobei es einen Wärmeaustauscher zur Kühlung pas- as auf Bodenniveau.
siert. Diese Einspritzpumpen und Wärmeaustauscher Eine modifizierte Ausführungsform der Rernreaic-
könneri vorteilhaft auf Bodenniveau verlegt werden. toranlage gemäß der Erfindung ist in den 11 g. 0 a,
In F i g. 6 ist eine Ausführungsform der Erfindung 8 b, 9 und 10 bis einschließlich 18 gezeigt, üer Kerngezeigt,
bei der das der Turbinenhalle 21' durch die reaktor 101 unterscheidet sich von dem zuvor pe-Einspritzleitung
28' zugeführte Einspritzwasser im 30 schriebenen vor allem dadurch, daß die umwaiz-Aufsammelbassin
42 gesammelt wird, von wo es mit pumpen hier aus sogenannten reaktonnternen mmder
Spritzwasserpumpe 43 durch die Leitung 44 auf pen 104 bestehen. Bei diesen ragt der Pumpenrnoior
Bodenniveau heraufgepumpt wird. Mit noch einer über den Reaktorbehälter 102 hinaus, wahrend aas
Spritzv/asserpumpe 45 wird der Druck erhöht und Pumpenrad im Innern des Reaktors in einem nngiordas
Einspritzwasser nach Kühlung in einem Wärme- 35 migen Rückströmraum zwischen einem Kernmantei
austauscher 46 durch die Leitung 47 in die Berg- und der Wand des Reaktordruckbehalters 102 aroeiräume
zur weiteren Einspritzung zurückgeleitet. tet. Dadurch ist die Gefahr eines Ronrbruciies im
Auch der Primärsicherheitsbehälter9 ist, wie aus Umwälzsystem beseitigt.
Fig.6 hervorgeht, mit einem Einspritz- und Über- Der Raum, den die Antriebsanordnung fur die
schwemmungssystetn versehen, und auch dieses 40 Steuerstäbe in Anspruch nimmt, ist mit 160 bezeichkann
Einspritzpumpen 48 und Wärmeaustauscher net. Vom Reaktordruckbehälter 102 gehen sechs
49 enthalten. Das Einspritzwasser kann durch Dampfleitungen 108 aus und vereinigen sich zu drei
die Leitung 50 aus dem Kondensationsbassin 15 oder größeren Stämmen 119', die zu einem Dampfsamdurch
die Leitung 51 vom Boden des Primärsicher- melkasten führen, von wo aus zwei Hauptdampfleiheitsbehälters9
sowie in einer nicht gezeigten Aus- 45 tungen 119 zu jeder der zwei Turbinen 133 ausgeführungsform
vom Spritzwasserbassin 25 oder bei- hen. Ein Abblasesystem enthält sechs servogesteuerte
spielsweise aus dem Meer hydrostatisch genommen Sicherheitsventile 161 für jeden abwärts gehenden
werden. Vorzugsweise werden die Einspritzpumpen Stamm 119'. Mindestens eines von diesen öffnet sich
48 und die Wärmeaustauscher 49 in einen separaten bei niedrigerem Druck als die übrigen zum Ausbla-Teil
21" des Bergraumes verlegt, wobei dieser Teil 50 sen in das Kondensationsbassin 115 des Primärso
ausgebildet ist, daß er nicht vom in den Bergraum Sicherheitsbehälters 109.
kd d d Die dichtende Blechhülle 110 des Primärsicher-
heitsbehälters 109 umschließt in dieser Ausführungsform auch die Reaktorhalle 121. Diese beiden
55 Räume sind durch eine Deckelanordnung voneinander getrennt, die die ebenen Deckel 162 und die gewölbten
Deckel 163 umfaßt. Die axiale Nut 132 des Betonschirms 113 durchbricht den Schirm radial auf
g g, drei Höhenlagen (s. F i g. 11, 13, 14 und 16), so daß
dioaktivität abklingen kann und die Abgabe in die 60 auf diesen Höhenlagen Säulen 164 mit kreisaus-Umgebung
gering wird. Dabei kann die Radioaktivi- schnittähnlichem Querschnitt entstehen. Zwei ringtät
in diesem aufhaltenden Teil hoch werden, wes- förmige peripherische Kanäle 165 verhindern den
halb eine sorgfältige Strahlenabschirmung geschehen Aufbau von Stoßwellen durch Reflexion. Die gemuß.
Im vorliegenden Fall wird dieser radioaktive wölbten Deckel 163 sind dichtend an einem oberen
Stoffe aufhaltende Teil so in einem Bergraum ange- 65 Stahlring 166 befestigt, der über in den Säulen 164
bracht, daß der Berg einen Strahlenschirm bildet. befindlichen Spannkabeln fest im Berg unter dem
Man kann diesen separaten Bergraum auch eine se- Kondensationsbassin 115 verankert ist. Bei einem
kundäre Umschließung für vom Abgassystem eventu- Bruch im Reaktorbehälter 102 kann dessen. Deckel
g , g
leckenden Grundwasser oder von Einspritzwasser überschwemmt werden kann. Die Pumpen 48 und
die Wärmeaustauscher 49 können z.B. unter der vorher erwähnten Haube 41 untergebracht sein.
Die Kondensatoren 34 in der Turbinenhalle IY
sind mit einem Abgassystem mit einem radioaktive Stoffe aufhaltenden Teil versehen. Dieser Teil wird
mit langer Aufenthaltszeit ausgeführt, so daß die Ra-
ein Geschoß bilden, das mit beschleunigter Geschwindigkeit
aufwärts geschleudert wird. Dort wird der Deckel von den oberen Stoßdämpfern 130 aufgefangen,
die dabei deformiert werden. Die Aufschlagkraft wird von einem blechbekleideten Betonring 167
aufgenommen und von diesem über einen teilbaren Stahiringl68 auf den oberen Stahlringl66 übertragen.
Vermutlich übersteigt bei einem solchen Unfall der Druck im Primärsicherheitsbehälter 109 5 bis
10 bar, wobei die ebenen Deckel 162 weggeschleudert werden und der Druck abnimmt. So wie die gezeigte
Deckelanordnung (162, 163) ausgeführt ist, besteht kaum die Gefahr, daß darin enthaltene Bestandteile
Geschosse bilden, die die dichtende Blechhülle in der Reaktorhalle 121 beschädigen könnten.
Bei Rohrbrüchen hält die Deckelanordnung dagegen dicht. Bei einem solchen kleineren Bruch passiert
Dampf, der unter dem Reaktor 101 ausgelassen wird, die Kanäle 168 nach oben, ändert dann seine Riehtung
um 180° und gelangt zum Kondensationsbassin ao 115 Bei größeren Brüchen sprengt der Dampf dagegen
zwei zwischen den Säulen 164 angeordnete Blechmäntel 169 und 170 und erreicht dadurch das
Kondensationsbassin 115 schnelter. Die dichte Blechhülle 110 in der Reaktorhalle 121 ist zu einem *5
Betonpfropfen 172 verlängert, der die Tunnelverbindung zwischen Reaktorhalle und Turbinenhalle absperrt.
Dadurch bildet die Turbinenhalle 121' sozusagen eine dritte Umschließung für den Reaktor 101.
Zwischen der dichten Blechhülle 110 und dem umgebenden Berg liegt wie zuvor »Popcorn«-Beton
129. Wahlweise kann zusammengepacktes Steinmaterial oder gewöhnlicher Beton mit eingegossenen
Dränrohren verwendet werden. Beim Eingießen der Dränrohre ist es vorteilhaft *« "Jj Steulwollc
oder anderem porösen Material zu^umgeo
Auf Grund der °«εΜ" ^^£ί
schirms 113 .st es vorteilhaft J
schirme zu verwenden, die keine
schösse bilden können. Solche Stra
nen beispielswe.se aus dunnwandigen
schirms 113 .st es vorteilhaft J
schirme zu verwenden, die keine
schösse bilden können. Solche Stra
nen beispielswe.se aus dunnwandigen
bestehen, die mit Wasser gfll l. .^
Strahlenabschirmung zur Ausfuhrung
Arbe.ten erforderlich ist. Kondensa-
Strahlenabschirmung zur Ausfuhrung
Arbe.ten erforderlich ist. Kondensa-
In einem Pumpentunnel 73 der ^m Kondensa
tionsbassin 115 ausgeht und über einen Schacht »nit
der Turbmenhalle 121' verbunden ,st gibt es unter
anderem Einspritzpumpen, ^ranierp^n uigj η
Kühlsystem, um das Wasser im Κοηα.ε"**™** „
115 bei niedriger Temperatur zu halten wie in
F i g. 8 a angedeutet ,st, können J%E"nsP"*p"m£2
Wasser teils vom Kondensationsbassin 115 und1 tes
von einem Raum unter dem Reaktor iui email.
Mit den Einspritzudgssystemen kann S0.0W cmc
Einspritzung des Pnrnärs.cherheitsbehal*« »«» a»
auch der Reaktorhalle 121 und de J" «J Ic
121' geschehen. Die vorher e^hnt^n^™al,
169 und 170 machen «ne Überschwnuming des
Reaktors 101 möglich, ohne daß das Kondensations system außer Funktion gesetzt wird s ·
Der Puir.pcntunnel 173 ist auf( der anderenSeite
des Schachtes zur Turbmenhalle: 121 mit einem Betonpfropfen
174 gedichtet ^„^^'""'""„"j
längerung einen Abgastunne 175. Der Abgastuniiu
entspricht dem frühere11 Abkl.ngungsbehaliter Mei rere
Zwischenwände 1/6 mit kleiiwn ottnunym urgeben
einen langen Transportweg und lange Aufenthaltszeit mit kleiner Vermischung.
Hierzu 4 Blatt Zeichnungen
Claims (26)
- Patentansprüche:i. Kernkraftanlage rhii mindestens einem Kernreaktor mit einem Reaktordruckgefäß, einem Primärsystem, das mindestens einen Strömungskreis enthält, der am Druckgefäß angeschlossen ist und ein Kühlmittel für den Reaktor enthält, einem primären, eine Mantelfläche aufweisenden Sicherheitsbehälter, der den Reaktor und wenigstens einen Teil des Primärsystems umgibt, und einem sekundären Sicherheitsbehälter, der bei einer bei einem Unfall eintretenden Zerstörung des primären Sicherheitsbehälter den innerhalb dieses Behälters entwickelten gasförmigen Produkten ein vielfach größeres geschlossenes Ausweichvolumen bietet, wobei der primäre Sicherheitsbehälter von dem sekundärer. Sicherheitsbehälter umgeben ist, dadurch gekennzeichnet, daß der sekundäre Sicher- ao !leitsbebiilter in an sich bekannter Weise aus einem Bergraum (21) besteht und daß der primäre Sicherheitsbehälter derart von der Bergwand abgestützt ist, daß in ebenfalls an sich bekannter Weise die ganze Mantelfläche in druckübertragender Verbindung mit der Bergwand steht.
- 2. Kernkraftanlage nach Anspruch 1, bei der das Primärsystem wenigstens einen Wärmeaustauscher enthält, der außerhalb des primären Sicherheitsbehälters angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraum (21) den primären Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher (35) bildet,
- 3. Kernkraftanlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraum aus zwei getrennten Teilen besteht, von denen der eine (21) der sekundäre Sicherheitsbehälter für den Reaktor und der andere (21') der primäre Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher (35) ist.
- 4. Kernkraftanlage nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die beiden getrennten Bergraumteile (21, 2Γ) miteinander außer durch Rohrleitungen (19) nur über einen Raum verbunden sind, der ein Kondensationssystem für die Kondensierung von Dampf in Gas enthält, das von dem einen der Bergraumteile zu dem anderen strömt.
- 5. Kernkraftanlage nach den Ansprüchen 1 bis 4, dadutch gekennzeichnet, daß ein Einspritzsystem zum Einspritzen von Wasser in das Gasvolumen des Bergraums (21) bzw. der Bergraumteile aus einem Wasservorrat (25) besteht, der auf einem höheren Niveau als der Bergraum bzw. die Bergraumteile liegt.
- 6. Kernkraftanlage nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Einspritzsystem (25) einen Saugheber (27) enthält, der bei einem durch einen Unfall entstehenden Überdruck im sekundären Sicherheitsbehälter automatisch über- So schwemmt wird, wodurch das Einspritzen automatisch gestartet und aufrechterhalten wird, solange Wasser auf der Saugseite des Hebers vorhanden ist.
- 7. Kernkraftanlage nach den Ansprüchen 5 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraumteil (2F), der den primären Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher (35) bildet, einen unteren Teil (42) hat, der das Aufsammelbassin für wenigstens einen Teil des Einspritzwassers ausmacht.
- 8 Kernkraftanlage nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel zum fortgesetzten Spritzen mit Spritzwasser aus dem Sammelbassm (25) angeordnet sind, wobei die Mittel wenigstens eine Einspritzpumpe und mindestens einen Wärmeaustauscher auf Bodenniveau enthalten.
- 9. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 8, gekennzeichnet durch Mittel, um Einspritzwasser einem Wasservorrat zu entnehmen es innerhalb des primären Sicherheitsbehälters des Reaktors zu spritzen und es wieder zu dem Vorrat zurückzuleiten, wobei die Mittel mindestens eine Einspritzpumpe und mindestens einen Wärmeaustauscher enthalten, die in einem separaten, immer trockenen Teil des Bergtaumsliegen. .
- 10. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche J bis 9. dadurch gekennzeichnet, daß ein den Reaktor (1) umgebender, gegen Strahlen und Geschoßeinwirkung schützender, nicht leckagedichter Schirm (13") zwischen dem Reaktordruckgefäß (2) und der Seitenwand des primären Sicherheitsbehälters (9) angeordnet ist, und daß der Schirm mit einem gewissen radialen und axialen Spiel im Verhältnis zum primären Sicherheitsbehälter angeordnet ist, so daß er sich bei normalem Betrieb frei im Verhältnis zum primären Sicherheitsbehälter ausdehnen kann, aber bei einem Unfall sich über die Seitenwand des primären Sicherheitsbehälters am Berg abstützen kann.
- 11. Kernkraftanlage nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß zum Schutz des primären Sicherheitsbehälters (9) bei einem Unfall dienende deformierbare und stoßdämpfende Organe (30) innerhalb des primären Sicherheitsbehälters angeordnet sind.
- 12. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 10 und 11, dadurch gekennzeichnet, daß der Schirm (13) wenigstens im wesentlichen die Form eines hohlen Zylinders mit axialen Nuten (32) hat.
- 13. Kernkraftanlage nach Anspruch 12, dadurch gekennzeichnet, daß der Schirm radiale öffnungen und mindestens einen ringförmigen peripherischen Kanal hat, der den Aufbau von Stoßwellen durch Reflexion verhindert.
- 14. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 10 bis 13, dadurch gekennzeichnet, daß der Schirm (13) ein Brennstoffbassin (22) trägt, so daß das Gewicht des Brennstoffbassins den Schirm daran hindert, den primären Sicherheitsbehälter (9) bei einem Unfall, bei dem eine axiale Stütze erforderlich ist, anzuheben.
- 15. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 14, bei der die Bergraumwand wenigstens eine im wesentlichen dichte Zone aufweist, die eine in die Bergraumwand injizierte dichtende Substanz enthält, dadurch gekennzeichnet, daß die dichtende Substanz aus einer Wasseraufschlämmung von feinkörnigem Material, das aus einer Zement und feinkörnigen Lehm enthaltenden Gruppe gewählt ist, besteht.
- 16. Kernkraftanlage nach Anspruch 15, dadurch gekennzeichnet, daß der Berg außerhalb des Bergraumes und der dichten Zone mitGrundwasser durchtränkt ist, das eine dritte Umschließung bildet.
- 17. Kernkraftanlage nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel angeordnet sind, um den Bergraum durch Abzapfen von Grundwasser, das durch die injizierte dichte Zone hineinleckt, trocken zu halten.
- 18. Kernkraftanlage nach Anspruch 17, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel angeordnet sind, um das Grundwasser auf einem gewissen Niveau zu halten, wobei die Mittel eine Wasseransammlung auf Bodenniveau enthalten.
- 19. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 15 bis 18, dadurch gekennzeichnet, daß die dichte Zone eine solche Dichte hat, daß ein bei einem Unfall entstehender Überdruck im Bergraum eine Leckage von weniger als 100 Normalkubikmeter (O"C, 1 bar) pro Bar Überdruck und pro Sekunde verursacht.
- 20. Kernkraftanlage nach Anspruch 19, dadurch gekennzeichnet, daß die Leckage höchstens 10 Normalkubikmeter pro Bar Überdruck und pro Sekunde beträgt.
- 21. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 20, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel für die Ventilation und die Dränage des Bergraums angeordnet sind, wobei die Mittel mindestens einen axialen Kanal enthalten, der zwischen der Seitenwand des primären Sicherheitsbehälters und der Seitenwand des Bergraums verläuft.
- 22. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 21, dadurch gekennzeichnet, daß die gegen die Bergraumwand anliegenden Teile des Primärsicherheitsbehältcrs (9) mit porösem Beton, der miteinander verbundene Hohlräume hat, bekleidet sind.
- 23. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 22, bei der der primäre Sicherheitsbehälter mit einem Kondensationssystem mit einem Kondensationsraum verbunden ist, der Kondensationsmittel für die Kondensierung von bei einem Unfall vom Primärsystem frei gewordenem Dampf enthält, dadurch gekennzeichnet, daß der Kondensationsraum (IS) in einem separaten und dichten Bergraum (31) angeordnet ist, wodurch die bei einem Unfall entstehende Druckerhöhung direkt vom Berg aufgenommen wird.
- 24. Kernkraftanlage nach Anspruch 22, dadurch gekennzeichnet, daß der Kondensationsraum (IS) auf einem höheren Niveau als der Reaktorkern (7) angeordnet ist, wodurch bei Einströmen von Wasser in den primären Sicherheitsbehälter (9) nach einem Unfall der Kern überschwemmt wird, während das Kondensationssystem weiterhin funktionsfähig ist.
- 25. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 23 und 24, bei der mindestens eine in der Anlage enthaltene Komponente mit einem Abgassystem mit einem radioaktive Stoffe aufhaltenden Teil versehen ist, dadurch gekennzeichnet, daß der aufhaltende Teil im Kondensationsraum liegt, wodurch der Berg einen Strahlenschirm und der separate unidichte Bergraum (2J') einen sekundären Sicherheitsbehälter für Gase im Abgassystem bildet.
- 26. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 24, bei der mindestens eine in derAnlage enthaltene Komponente mit einem Abgassysiem mit e.nem radioaktive Stoffe aufhaltenden Teil versehen ist. dadurch gekennzeichnet, daß der aufhaltende Teil in einem stranlcnabschirmenden, separaten Bergraum hegt.->7 Kernkraftanlage nach Anspruch 26, dadurch gekennzeichnet, daß- der strahlenabschirmende, separate Bergraum einen sekundären Sicherheitsbehälter für Gase im Abgassystem bildet.
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Families Citing this family (30)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2220486C3 (de) * | 1972-04-26 | 1981-05-21 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Druckwasserreaktor |
DE2338337C3 (de) * | 1973-07-27 | 1978-03-30 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktoranlage |
US4000038A (en) * | 1974-04-11 | 1976-12-28 | Brown Boveri-Sulzer Turbomaschinen Aktiengesellschaft | Nuclear power station |
DE2634294C3 (de) * | 1976-07-30 | 1979-01-25 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Schutzeinrichtung für das Grundwasser im Bereich einer Kernreaktoranlage |
DE2634355C3 (de) * | 1976-07-30 | 1979-04-12 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktoranlage in unterirdischer Bauweise |
DE2634356C3 (de) * | 1976-07-30 | 1979-04-12 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kerntechnische Anlage |
DE2634295C3 (de) * | 1976-07-30 | 1979-04-19 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktoranlage |
DE2713824C2 (de) * | 1977-03-29 | 1982-03-18 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Kernreaktoranlage in unterirdischer Bauweise |
US4356144A (en) * | 1979-06-25 | 1982-10-26 | General Atomic Company | Closure hold-down system for a reactor vessel |
US4362693A (en) * | 1979-10-03 | 1982-12-07 | Bukrinsky Anatoly M | System for mitigating consequences of loss of coolant accident at nuclear power station |
FR2468188A1 (fr) * | 1979-10-19 | 1981-04-30 | Teplotekhnichesky Inst Im | Systeme de limitation des consequences d'une avarie liee a une perte de caloporteur, dans une centrale electrique atomique |
FR2473774B1 (fr) * | 1980-01-15 | 1986-01-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'aspersion automatique de l'enceinte de confinement d'un reacteur a eau pressurisee |
US4839137A (en) * | 1982-02-24 | 1989-06-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear steam supply system and method of installation |
AT379704B (de) * | 1982-11-25 | 1986-02-25 | Urdl Franz Ing | Verfahren zur kontrolle des uebertrittes von strahlung |
US4863675A (en) * | 1984-10-04 | 1989-09-05 | General Atomics | Nuclear power system |
SE8605418L (sv) * | 1986-12-17 | 1988-06-18 | Asea Atom Ab | Reaktor |
DE69018644T2 (de) * | 1990-08-14 | 1995-09-07 | Moritaka Ishimaru | Atomkraftwerk und bauverfahren dafür. |
US5388130A (en) * | 1993-12-21 | 1995-02-07 | Posta; Bekeny | Steam generator located outside nuclear power plant primary containment |
US20040196947A1 (en) * | 2003-03-14 | 2004-10-07 | Toshimitsu Usui | Reactor cooling system |
SE528104C2 (sv) * | 2004-11-24 | 2006-09-05 | Oyster Internat Nv C O H B Man | Kärnkraftanläggning och sätt att uppföra en sådan |
ITRM20070256A1 (it) * | 2007-05-07 | 2008-11-08 | Susanna Antignano | Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato. |
CL2011000928A1 (es) * | 2011-04-25 | 2011-09-02 | Cristobal Leiva Guzman Juan | Nave contenedora subterranea multifuncional de alta seguridad para instalaciones de plantas nucleares, capaz de impedir el escape de radiacion, que comprende dos partes principales, una zona inferior conformada por un contenedor inferior de maxima seguridad, y una zona superior dispuesta arriba del contenedor inferior. |
US9368241B2 (en) | 2012-06-29 | 2016-06-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | System and method for processing and storing post-accident coolant |
WO2014013095A1 (es) * | 2012-07-19 | 2014-01-23 | Serbex Tecnología Y Valores, S.L. | Central nuclear y sistema de seguridad con elemento fusible y ascensor gravitacional |
US9406407B2 (en) * | 2012-12-11 | 2016-08-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Radioactive capture system for severe accident containment of light water reactors (LWRS), and method thereof |
CN104064234B (zh) * | 2014-06-13 | 2017-04-12 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 核岛洞室群长廊形布置地下核电站 |
JP2017020999A (ja) * | 2015-07-10 | 2017-01-26 | 元浩 岡田 | 原子力発電所装置。 |
CN106128520A (zh) * | 2016-08-10 | 2016-11-16 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站岩体洞室型安全壳 |
US10706973B2 (en) * | 2017-05-02 | 2020-07-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation |
US11380451B2 (en) | 2017-08-15 | 2022-07-05 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Depressurization and coolant injection systems for very simplified boiling water reactors |
-
1968
- 1968-03-28 SE SE4118/68A patent/SE316847B/xx unknown
-
1969
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CH492276A (de) | 1970-06-15 |
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GB1253136A (de) | 1971-11-10 |
FI50190B (de) | 1975-09-01 |
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SE316847B (de) | 1969-11-03 |
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DE1915371B2 (de) | 1973-07-12 |
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