DE2013985A1

DE2013985A1 - Sicherheitssystem fur Kernreaktoren

Info

Publication number: DE2013985A1
Application number: DE19702013985
Authority: DE
Inventors: Park Ridge N J Locante. John Monroeville Russell James Grant Pittsburgh Pa Harstead Gunnar A, (V St A )
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1969-04-03
Filing date: 1970-03-24
Publication date: 1971-01-28
Also published as: BE748431A; FR2044713B1; GB1235648A; SE362160B; CH506162A; FR2044713A1; AT312111B; US3725198A

Description

TOSTINGHOUSE Erlangen, ²^·3.70

Electric Corporation " Werner-von-Siemens-Str. 50

Pittsburgh Pa. USA

Unser Zeichen: VPA 70/8320 Ms/Di

Sicherheitssystem für Kernreaktoren

Es wird die Priorität der US-Anmeldung Serial No. 813 136 vom 3.4.1969 beansprucht

Die Erfindung betrifft ein Sicherheitssystem für Kernreaktoren und insbesondere ein System von Sicherheitsbehältern, die als Abschirmung für radioaktive Strahlung und zur Aufnahme von hohen Innendrücken dienen. '

Die meisten dampferzeugenden Reaktorsysteme sind von einem äußeren Sicherheitsbehälter aus einer starkwandigen Betonwand umgeben. Diese Betonwandung erfüllt zwei Punktionen. Einmal dient sie als Abschirmung für radioaktive Strahlen_#und zum anderen soll ein Austritt radioaktiven Materials verhindert werden. Auf jeden Fall muß diese Sicherheitshülle für den maximal denkbaren Unfall, d.h. für den größtmöglichen Austritt an Radioaktivität, und für den höchstmöglichen Druck, insbesondere bei einem Bruch der Kühlmittelleitung und Austritt des Primärkühlmittel, ausgelegt sein. Obwohl durch verschiedene bekannte Druckunterdrüdkungssysteme, wie beispielsweise einem Eiskondensator innerhalb des Sicherheitsbehälters, die Stärke dieser Betonabschirmung im Hinblick auf den maximal auftretenden Druck verringert werden könnte, kann diese Wandstärke jedoch tatsächlich nicht reduziert werden, da ihre Funktion als Strahlenabschirmung im wesentlichen erhalten werden muß.

Es sind in diesem Zusammenhang Sicherheitssysteme bekannt geworden, bei denen außerhalb des das Reaktordruckgefäß umgebenden beiologischen Schildes eine Wasservorlage vorgesehen ist, die im wesentlichen dazu dient, bei Bruch des Druckgefäßes austretenden

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Dampf aufzunehmen und das Reaktordruckgefäß zu überfluten. Eine Strahlenabschirmung kann damit jedoch nicht erreicht werden, so daß auch der äußere Sicherheitsbehälter in seiner Stärke nicht verringert werden kann.

Ferner ist ein Sicherheitssystem bekannt geworden, bei dem zwei ineinander angeordnete Sicherheitsbehälter vorgesehen sind und der Zwischenraum zwischen diesen beiden Sicherheitsbehältern unter einem geringeren Druck als der Innenraum und der Außenraum steht, so daß Leckagen sicher abgesaugt werden können. Dieser Zwischenraum weist jedoch auch nur geringe Abschirmfunktionen auf.

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Sicherheitssystem für Kernreaktoren zu schaffen, das eine in allen Betriebsfällen und auch beim Auftreten des größtmöglichen Unfalles sichere Abschirmung und Kühlung des Systems bewirkt. Dabei wird von einem Kernreaktor mit mindestens einem, das Reaktordruckgefäß und die Komponenten des Primärkreislaufes allseitig umschließenden Sicherheitsbehälter aus Stahl ausgegangen.

Die Erfindung besteht dabei darin, daß der innere Sicherheitsbehälter aus Stahl von einem äußeren zylindrischen Sicherheitsbehälter aus Beton umgeben und der Zwischenraum zwischen äußerem und innerem Sicherheitsbehälter sowie der Raum oberhalb des inneren Sicherheitsbehälters mit einer den inneren Sicherheitsbehälter kühlenden und radioaktive Strahlung absorbierenden Flüssigkeit gefüllt ist. Dabei ist es besonders vorteilhaft, wenn diese Flüssigkeit aus borhaltigem Wasser besteht.

Ferner können der innere und der äußere Sicherheitsbehälter durch den Flüssigkeitsdruck aufnehmende Ringträger und Streben verbunden sein, so daß durch die Flüssigkeit kein zusätzlicher Druck auf die Sicherheitsbehälter ausgeübt wird.

Zur Herabsetzung· des maximal auftretenden Druckes beim größten anzunehmenden Unfall ist es weiter vorteilhaft, wenn innerhalb

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des inneren Sicherheitsbehälters ein als Eiskondensator ausgebildetes Druckunterdrückungssystem vorgesehen ist.

An Hand einer schematischen Zeichnung sind Aufbau und Wirkungsweise eines Ausführungsbeispieles-nach der Erfindung näher erläutert. Dabei zeigen: ■

Fig. 1 einen Längsschnitt durch einen Kernreaktor mit den beiden erfindungsgemäßen Sicherheitshüllen und

Fig. 2 einen Querschnitt entsprechend der Schnittlinie II-II nach Fig. 1.

Wie in der Zeichnung dargestellt, besteht das Sicherheitssystem zunächst aus dem inneren Sicherheitsbehälter 10 mit einem .zylindrischen Wandungsteil 14, einem konkav gewölbten Deckel 12, einem ringförmigen Bodenteil 16 sowie der Auskleidung 18 der Reaktorgrube. Dieser innere Sicherheitsbehälter ist auf einer kompakten Betonbasis 20 angeordnet. Der zylindrische Wandungsteil 14 weist dabei eine zylindrische Verlängerung 22 und einen ringförmigen Querträger 24 auf, die in die Bodenplatte 20 eingelassen sind. Der innere Sicherheitsbehälter 10 kann dabei aus relativ dünnem, rostfreiem Stahl oder ferritischem Stahl hergestellt sein und umschließt dabei alle Komponenten des Primärkreislaufes.

Der innere Sicherheitsbehälter 10,ist gemäß der Erfindung im Abstand von einem äußeren Sicherheitsbehälter 26 umgeben. Dieser äußere Sicherheitsbehälter 26 ist ebenfalls auf der Betonplatte 20 verankert und besteht vorzugsweise ebenfalls aus Beton mit einer erheblich größeren Wandstärke als der innere Sicherheitsbehälter 10.

Vom inneren und äußeren Sicherheitsbehälter wird dabei ein ringförmiger Abschirmraum 32 und ein Sammelraum 34 oberhalb des inneren Sicherheitsbehälters 10 umschlossen. Gemäß der Erfindung ist dabei dieser Abschirmraum 32 und zumindest ein Teil des Raumes 34 mit einer Flüssigkeit gefüllt, die zur Strahlenabschirmung

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dient und die Kräfte zwischen dem inneren Sicherheitsbehälter und dem äußeren Sicherheitsbehälter 26 überträgt sowie als Kühlung für den inneren Sicherheitsbehälter 10 dient. Als Flüssigkeit kann dabei borhaltiges Wasser gewählt werden. Am Übergang' vom konvexen Deckel 12 zum zylindrischen Wandteil 14 können mehrere ringförmige Träger 36 angeordnet sein, um den Flüssigkeitsdruck im oberen Sammelraum 34 aufzunehmen. Dabei sind diese ringförmigen Träger 36 mit der zylindrischen Wandung 14 des inneren .Sicherheitsbehälters 10 verbunden und außen im zylindrischen Wandteil 28 des äußeren Sicherheitsbehälters 26 eingebettet. Ferner sind mehrere, den Flüssigkeitsdruck aufnehmende Ringe 38 zwischen der Zylinderwandung 14 des inneren Sicher- * heitsbehälters 10 und der zylindrischen Wandung 28 des äußeren Sicherheitsbehälters 26 angeordnet, wodurch die hydrostatischen Kräfte im ringförmigen Abschirmraum 32 aufgenommen werden. Die Ringträger 36, die den Flüssigkeitsdruck aufnehmenden Ringe und die Verankerung 24 der zylindrischen Wandung 14 des inneren Sicherheitsbehälters 10 wirken somit zusammen, um den Flüssigkeitsdruck auf die Sicherheitsbehälter 10 und 26 aufzunehmen, so daß ein integriertes System entsteht, das auch hohe Drücke bei einem maximalen Unfall sicher beherrschen kann.

Das beschriebene Sicherheitssystem ist besonders vorteilhaft bei Reaktorsystemen mit einem Kühlmittel, das unter gewissen Umständen aus dem geschlossenen Kühlsystem austreten kann W und somit eine hohe Strahlung innerhalb der Sicherheitsbehälter bewirkt. Besonders vorteilhaft ist es dabei, wenn zusätzlich ein Druckunterdrückungssystem verwendet wird, so daß der Aufbau und die Abmessung der Sicherheitsbehälter mehr von der maximal auftretenden Strahlung als von kritischen Drücken abhängig sind. Das Reaktorsystem nach der Erfindung ist aus diesem Grunde zusätzlich noch mit einem Druckunterdrückungssystem versehen. Der von der inneren Sicherheitshülle 10 umschlossene Kernreaktor 40 selbst besteht aus dem Druckgefäß 42, dem Reaktorkern 44 (gestrichelt dargestellt), dem KÜhlmitteleinlaßstutzen 46 und dem Kühlmittelauslaßstutzen 48.

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Als Kühlmittel kann dabei horiertes Wasser mit einem Druck von ungefähr 140 at verwendet werden. Das Wasser strömt in den Reaktor durch den Stutzen 46 ein, wird innerhalb des Reaktorkernes 44 aufgewärmt und strömt dann durch den Auslaßstützen 48 ab. Einlaßstutzen 46 und Ausiaßstutzen 48 sind Teile eines geschlossenen Kreislaufes, der zusätzlich noch die Pumpe 50 und den Dampferzeuger 52 in herkömmlicher Bauweise enthält.

Dieser primäre Kühlkreislauf mit der Pumpe 50 und dem Dampferzeuger 52 bildet eine feste Einheit mit dem Reaktordruckgefäß 42 und kann alle auftretenden Drücke aufnehmen.. Bei einem Bruch der primären Kühlmittelleitung wird jedoch eine erhebliche Menge borierten Wassers frei, das sofort innerhalb des inneren Sicherheit sbehält er s in Form von Dampf übertritt und den Druck erheblich ansteigen läßt. Darüber hinaus kann dieses Wasser radioaktiv angereichert sein, wenn beispielsweise Hüllrohre von Brennelementen gebrochen oder einige Brennelemente sogar geschmolzen sein sollten. Der Sicherheitsbehälter muß daher so ausgelegt sein, daß er den höchsten auftretenden Druck, der bei Bruch einer Kühlmittelleitung auftreten kann, beherrscht, sowie ferner für die maximal auftretende Strahlung ausgelegt sein. Dieser maximal denkbare Druck innerhalb des inneren Sick.erheitsbehälters kann durch die Verwendung eines wirkungsvollen Druckuaterdrückungssy,sterns erheblich herabgesetzt werden. Als Beispiel sei dazu ein Eiskondensator beschrieben. Dieser Eiskondensator besteht aus einem getrennten Ringraum 54, der über eine !trennwand vom inneren Reaktorraum mit Reaktor 40 und Wärmetauscher 52 abgetrennt ist, der aber bei einem geringen Druckanstieg über nicht näher dargestellte Klappen oder ähnliche * leicht öffnende Verbindungsglieder mit diesem in Verbindung gebracht wird. Dieser Kondensatorraum 54 enthält eine größere Menge Eis in einer entsprechend günstigen Anordnung 56. Bei einem Unfall und dadurch ausströmendem Dampf aus einer gebrochenen Primärkühlmittelleitung wird dieser l)ampf sofort durch das Eis 56 geleitet. Dadurch kondensiert der Dampf, wobei das Eis 114 cal/g Dampf absorbiert, so daß der Dampf in die flüssige Phaee übergeht.

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Obwohl ein derartiger Eiskondensator als Druckunterdrückungssystem den maximal denkbaren Druck innerhalb des Sicherheitsbehälters reduzieren kann, wird dadurch nicht notwendigerweise eine Verminderung der Betonwandstärke der Sicherheitsbehälter herbeigeführt, da diese Wandstärke durch die Betonmenge bestimmt ist, die notwendig ist, um eine maximale Abschirmung gegen radioaktive Strahlung zu erreichen. Nach der Erfindung kann jedoch das Flüssigkeitspolster aus borhaltigern Wasser als Teilabschirmung dienen, so daß die Wandstärke der Betonabschirmung herabgesetzt werden kann, soweit nur eine ausreichende Druckfestigkeit gewährleistet ist. Darüber hinaus kann diese Flüssigkeit zwischen innerem Sicherheitsbehälter 10 und äußerem Sicherheitsbehälter 26 zusätzlich als Druckunterdrückungssystem dienen, da die Flüssigkeit einen Teil der Wärme des entstehenden Dampfes bei Bruch einer Primärkühlmittelleitung aufnimmt.

Falls darüber hinaus der innere Sicherheitsbehälter 10 brechen sollte, ist es möglich, daß Spaltprodukte in die Wasserräume oder 34 austreten. Abhängig von dem Druck, der innerhalb des normalerweise dicht abgeschlossenen inneren Sicherheitsbehälters 10 auftritt, kann das borhaltr'.ge Wasser auch in den inneren Sicherheitsbehälter vom Boden des Ringraumes 32 abfließen oder der möglicherweise radioaktive Dampf kann in das Wasserbecken im oberen Bereich mit niedrigem hydrostatischem Druck austreten. Dabei können zusätzliche Durchbrüche oder Durchführungen im unteren Teil des ringförmigen Abschirmbereiches 32 vorgesehen sein.

Da der Dampf, der in diesen Wasserbereich austritt, Spaltprodukte enthalten kann, können bekannte Zusätze, wie Natriumhydroxyd, oder andere alkalische Stoffe zugesetzt werden, wodurch die Auflösung von nicht kondensierbaren Spaltprodukten in den mit Wasser gefüllten Bereichen 32 und 34 unterstützt wird.

Die Kondensation des Dampfes und die Lösung der Spaltprodukte stellt sicher, daß jede Leckage im Wasserbecken keinen weiteren gefährlichen Austritt zur Folge hat. Ein Reinigungssystem kann

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ferner mit diesem Wasserbecken verbunden sein, um eine periodische Dekontamination des Wassers durchzuführen, so daß die Spaltprodukte in diesem Becken nicht ansteigen.

Es sei noch darauf hingewiesen, daß die äußere zylindrische
Wandung 28 des äußeren Sicherheitsbehälters weggelassen werden kann, wenn das gesamte Reaktorsystem unterhalb der Erdoberfläche angeordnet ist, so daß der umgebende Boden selbst als Abschirmung dient. Ferner sei noch darauf hingewiesen, daß auch dabei der mit Wasser gefüllte Ringraum 32 nicht breiter sein muß als für eine notwendige Abschirmung notwendig ist, da andererseits Schwierigkeiten bei der Kontrolle des Chemismus dieses Beckens auftreten können.

4 Patentansprüche .

2 Figuren

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Claims

Patentansprüche

1. !Sicherheitssystem für Kernreaktoren mit mindestens einem —/ das Reaktordruckgefäß und die Komponenten des Primärkreislaufes allseitig umschließenden Sicherheitsbehälters aus Stahl, dadurch gekennzeichnet, daß der innere Sicherheitsbehälter (1O) aus Stahlvon einem äußeren, zylindrischen Sicherheitebehälter (26) aus Beton umgeben und der Zwischenraum (32) zwischen äußerem und innerem Sicherheitsbehälter sowie der Raum (34) oberhalb des inneren Sicherheitsbehälters (10) mit einer den inneren Sicherheitsbehälter (10) kühlenden und radioaktive Strahlung absorbierenden Flüssigkeit gefüllt ist.

2. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Flüssigkeit aus borhaltigem Wasser besteht.

3. Sicherheitsbehälter nach einem der Ansprüche 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß innere und äußere Sicherheitsbehälter (10,26) durch den Flüssigkeitsdruck aufnehmende Ringträger (36) und Streben (38) verbunden sind.

4. Sicherheitsbehälter nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß innerhalb des inneren Sicherheitsbehälters (10) ein als Eiskondensator (54) ausgebildetes Druckunterdrückungssystem angeordnet ist.

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