DE2052335B2 - Sicherheitsbehältersystem für natriumgekühlte Kernreaktoren - Google Patents
Sicherheitsbehältersystem für natriumgekühlte KernreaktorenInfo
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Description
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Sicherheitsbehältersystem für natriumgekühlte Kernreaktoren nach
dem Oberbegriff des 1. Anspruchs.
Sicherheitsbehälttrsysteme für Kernreaktoren bestehen im allgemeinen aus mehreren druckfesten und
gasdichten Schalen, von denen mindestens eine unter sehr hohen Anforderungen an die Gasdichtheit
ausgeführt ist, um den Austritt radioaktiver Gase zu vermeiden. Die sogenannten Sicherheitsbehälter üblicher Bauart sollen einerseits dem maximal möglichen
Unfalldruck standhalten und andererseits möglichst m> weitgehend gasdicht sein. Sie haben mit Rücksicht auf
Festigkeil und Gewicht zylindrische und/oder kugelige Formen und werden entweder ganz aus Stahl
hergestellt oder aus Beton hergestellt und mit einer dünnen aber sehr dichten Stahlhaut überzogen. Beim »ί
zwangsläufigen Übergang zu immer größeren installierten Leistungen werden bei den üblichen zylindrischen
und/oder kugeligen Sicherheitsbehältern Wandstärken
und Durchmesser notwendig, die praktisch nicht, mehr
realisierbar sind. Der Auslegung dieser Sicherheitsbehälter liegen hypothetische Unfälle zugrunde, die später
vermutlich unberücksichtigt bleiben können und daher schon jetzt für die Weiterentwicklung großer Kernenergieanlagen bedeutungslos sind.
Bei wassergekühlten Leistungsrcaktoren ist es bekannt, innerhalb des Sicherheitsbehälters große Wasser- oder sogar Eismengen zu speichern, in denen ein
Teil des im Schadensfall austretenden Dampfes kondensiert wird and damit der Unfalldnick herabgesetzt wird. In der US-Patentschrift 34 53 176 sind bereits
Steinmassen als Wärmespeicher angegeben, die aber mittels Sprühdüsen und mit Wasser gekühlt werden.
Solche Wärmespeicher sind aber bei natriumgekühlten Reaktoren mit Rücksicht auf die heftige chemische
Reaktion zwischen Natrium und Wasser nicht zulässig. Außerdem sind die Folgen eines Schadensfalles bei
wassergekühlten Leistungsreaktoren ganz anders als bei natriumgekühlten Reaktoren. Wegen der höheren
Siedetemperatur des Natrium können die Betriebsdrükke viel geringer sein und auch die frei werdende Energie
ist wesentlich geringer, wenn man die chemische Reaktion des Natriums mit Wasser oder Luftsauerstoff
ausschließen kann.
Die Nachteile der großen zylindrischen und/oder kugeligen Sicherheitsbehälter sind außer den Kosten die
schwierige NachprCSbarkeitder Dichtigkeit die Beherrschung der Wärmespannungen zwischen einer gasdichten Stahlblechhaut und einem Betonbehälter und die
Empfindlichkeit gegen Einwirkungen von außen, beispielsweise dem Absturz eines Flugzeuges.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist ein Sicherheitsbehältersystem für natriumgekühlte Kernreaktoren zur Abgrenzung der Folgen eines Druck- und
Temperaturanstiegs aufgrund des in der Reaktorzeile verdampfenden Natriums und zur Vermeidung der
radioaktiven Gefährdung der Umgebung im Schadensfall, in dreischaliger Betonbauweise. Dieses Sicherheitsbehältersystem soll die Nachteile der großen zylindrischen und/oder kugeligen Sicherheitsbehälter vermeiden.
Diese Aufgabe wird bei einem Sicherheitsbehältersystem der eingangs genannten Art durch die Maßnahmen
gemäß dem kennzeichnenden Teil des Anspruchs I gelöst. Die rechteckigen und ebenen Wände und
Decken sind preisgünstiger herzustellen, leichter abzudichten und stützen sich bei Einwirkungen von außen
auf einander ab. Die Wärmesenke kann im Schadensfall einen erheblichen Teil der aus dem Reaktorkern frei
werdenden Wärmeenergie aufnehmen und begrenzt dadurch den maximal möglichen Druck im inneren
Containment. Die Füllung des inneren Containments mit einem chemisch inerten Gas verhindert Natriumbrände im Schadensfall und begrenzt ebenfalls den
maximal möglichen Unfalldruck. Der Verzicht auf eine im Schadensfall wirksame aktive Kühlung der Wärmesenke von außerhalb des inneren Containments erhöht
die Sicherheit. Die dadurch bedingten größeren Räume und Massen sind immer noch geringer als bei den bisher
üblichen zylindrischen und/oder kugeligen Sicherheitsbchältern.
Um im Schadensfall einen schnellen Temperaturausgleich zwischen der heißen Reaktorzelle und der
Wärmesenke zu ermöglichen, wird erfindungsgemäß vorgeschlagen, daß der die Wärmesenke enthaltende
Druckentlastüngsraum im inneren Containment über mehrere große Kanäle mit der Reaktorzelle in
Verbindung steht und diese Kanäle durch im Schadensfall
schnell und vollständig öffnende Klappen oder Berstscheiben verschlossen sind. Dadurch wird im
Normalbetrieb ein Temperaturausgleich durch Konvektion vermieden.
Um klare und übersichtliche Strömungsverhältnisse im Schadensfall nach dem ersten Druckstoß zu schaffen,
wird erfindungsgemäß vorgeschlagen, einen Teil der Kanäle im oberen Bereich und einen Teil der Kanäle im
unteren Bereich des inneren Containments anzuordnen, so daß eine Umwälzung der Strömung durch natürliche
Konvektion stattfindet Es erscheint zweckmäßig, durch entsprechende größere Bemessung der oberen Kanäle
und/oder durch den Ansprechdruck der Klappen oder Berstscheiben die Umwälzströmung von vornherein in
Richtung der natürlichen Konvektion zu lenken.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß die Wärmesenke im inneren
Containment aus Beton besteht und aus mehreren, an einer Wand befestigten Lamellen besteht, die Vorzugsweise
senkrecht angeordnet sind und insbesondere an einer Containmentwand angebracht s;nd.
Die Verwendung von Beton hat sich unter Berücksichtigung von Preis, Raumbedarf, Wärmeübergangszahl
und spezifischer Wärme sowie der einfachen Formgebung als besonders günstig herausgestellt Die
Anordnung in From von Lamellen hat sich als günstig herausgestellt, mit Rücksicht auf den geringen Druckverlust
obwohl es andere Anordnungsmöglichkeiten gibt die einen besseren Wärmeübergang erwarten
lassen.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß das äußere Containment, also die
mittlere der drei vorgesehenen Schalen des Sicherheitsbehäitersystems, an seiner Außenseite mit einer
gasdichten Stahlblechhaut oder mit einer plastisch aufgebrachten Beschichtung gasdicht abgedichtet ist.
Dieses äußere Containment enthält nicht nur das innere Containment sondern auch alle Nebenanlagen, die
während des Reaktorbetriebes radioaktive Medien enthalten können.
Die Vorteile der vorliegenden Erfindung liegen darin, daß jede der drei Schalen des Sicherheitsbehältersystems
im wesentlichen nur für eine bestimmte Funktion optimal und mit größter Sicherheit ausgeführt werden
kann und die dafür notwendigen Forderungen mit einem erfräglichen Aufwand realisierbar sind. Im
folgenden wird für jede der drei Schalen des Sicherheitsbehältersystems die Funktion näher erläutert
und ihre Vorteile gegenüber den bekannten Sicherheitsbehältersystemen herausgestellt.
Das innere Containment begrenzt die unmittelbaren Folgen eines Druck- und Temperaturanstiegs aufgrund
des in der Reaktorzelle verdampfenden Natriums. Da keine wasser- oder dampfführenden Rohrleitungen
vorhanden sind und das innere Containment vollständig mit einem chemisch inerten Gas gefüllt ist, kann keine
zusätzliche Druck- und Temperaturerhöhung durch chemische Reaktion des Natriums entstehen. Ein großer
Teil der freiwerdenden Wärme wird hn Druckentlastungsraum
aufgenommen, so daß der maximal mögliche Druck gering bleibt. Mit Rücksicht auf Wärmespannungen
in den Betonwänden sollten die maximalen Temperaturdifferenzen zwischen innen und außen 50°
nicht übersteigen. Mit Rücksicht auf chemische Reaktion zwischen dem Natrium und dem im Beton
enthaltenenen Wasser sollte die Wandtemperatur 120" nicht übersteigen. Diese Forderung läßt sich aber durch
eine Vermeidung mit hitzebeständigen Stoffen der gefährdeten Wände im Bereich der Reaktorzelle
verwirklichen. Unter diesen Umständen kann man auf eine extrem gasdichte Ausführung des inneren Containments
verzichten, die mit Rücksicht auf die zahlreichen Leitungsdurchführungen auch sehr aufwendig wäre.
ίο Das äußere Containment hat zwei wesentliche
Funktionen, die aber nicht gleichzeitig verwirklicht werden müssen. Einerseits soll das äußere Containment
bei einem Schadensfall im inneren Containment wie auch bei Schaden an den Nebenanlagen im äußeren
ts Containment weitgehend gasdicht bleiben. Diese Forderung ist leicht zu verwirklichen, da keine hohen
Druck- oder Temperaturbelastungen auftreten können und auch nur wenige Leitungsdurchführungen und
Schleusen vorhanden sind. Andererseits übernimmt das äußere Containment den Schutz gegen Einwirkungen
von außen, beispielsweise einen Flugzeugabsturz. In diesem Fall erweist es sich als gümig, daß man das
äußere Containment zusammen mil dem inneren
Containment in bezug auf die Festigkeit als eine Einheit betrachten kann.
Die dritte Schale des Sicherheitsbehältersystems, das Reaktcrgebäude, soll nur einen geringen Unterdruck
zwischen Gebäude und dem äußeren Containment aufrecht erhalten, so daß die Luft im Gebäude
kontrolliert und über Filter in den Abluftkamin geleitet werden kann. Daher kann dieses Gebäude sowohl
statisch als auch in bezug auf Dichtheit mit geringen Anforderungen ausgeführt werden.
Die F i g. I und 2 zeigen ein mögliches Ausführungsbeispiel der Erfindung.
Die Fig. 1 zeigt einen senkrechten Schnitt durch das
dreischalige Sicherheitsbehältersystem, entsprechend dem Schnitt II-II in F i g. 2.
Die Fig.2 zeigt einen waagrechten Schnitt, entsprechend
dem Schnitt I-I in Fig. 1.
In F i g. 1 ist Teil 1 der Reaktortank aus Stahl und Teil
2 der biologische Schild aus Beton. Teil 3 ist die Betonwand des inneren Containments, während Teil 4
die Betonwand des äußeren Containments darstellt, die mit einer gasdichten Stahlblechhaut 5 verkleidet ist. Teil
6 ist die Betonwand des Reaktorgebäudes. Teil 7 ist der Reaktordeckelraum, der mit dem inneren Containment
verbunden ist und gegen den Raum des äußeren Containments durch die Haube 8 abgeschlossen ist. Teil
9 ist der sogenannte Druckentlastungsraum, in dem zahlreiche Betonlamellen 10 an der Wand 3 des inneren
Containments angebracht sind. Teil 11 ist einer von zwei
Kanälen an der unteren Begrenzung des inneren Containments durch den der Druckentlastungsraum 9
r.iit oer Reaktorzelle 12 verbunden ist. Teil 13,14 und 15
sind die drei Primärzellen, in denen die Natriumpumpen und Zwischenwärrnetauscher untergebracht sind. Teil
16 ist eine Stahlblechwanne in der Reaktorzelle 12, in der auslaufendes Natrium aufgefangen wird. Teil 17 ist
(.(ι eine Umlenkung H« Kanals 11, die mit einer Haube 18
das Eindringen von Natrium in den Kanal 11 verhindert.
Teil 19 und 20 sind öffnungen in den Wänden der Primärzellen an der oberen Begrenzung des inneren
Containments.
Hierzu 2 BIaIt Zeichnungen
Claims (7)
1. Sicherheitsbehältersystem für natriumgekohlte Kernreaktoren zur Abgrenzung der Folgen eines
Druck- und Temperaturanstiegs aufgrund des in der Reaktorzelle verdampfenden Natriums und zur
Vermeidung der radioaktiven Gefährdung der Umgebung im Schadensfall, in dreischaltiger Betonbauweise, bestehend aus einem inneren Containment, einem äußeren Containment und einem diese
umfassenden Reaktorgebäude, dadurch gekennzeichnet, daß alle drei Schalen (3,4,6) im
wesentlichen aus rechteckigen und ebenen Wänden und Decken hergestellt sind und im inneren
Containment (3) ein Druckentlastungsraum (9) mit einer Wärmesenke aus einem mit Natrium chemisch
nicht reagierenden Material vorhanden ist, deren Funktion im Schadensfall von wärmeabführenden
Rohrleitungen unabhängig ist
2. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der die Wärmesenke
enthaltende Druckentlastungsraum (9) im inneren Containment (3) über mehrere große Kanäle (11,19,
20) mit der Reaktorzelle (12) in Verbindung steht
3. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Kanäle durch im
Schadensfall schnell und vollständig öffnenden Klappen oder Berstscheiben verschlossen sind.
4. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet daß ein Teil der Kanäle im
oberen Bereich (19 und 20) und ein Teil der Kanäle im unteren Pereich (11) des inneren Containments
(3) angeordnet sind.
5. Sicherheitsbehäkersyste-/l nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichne:, daß die Wärmesenke im inneren Containment (3) aus Bet. n besteht
6. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet daß die Wärmesenke im
inneren Containment (3) aus mehreren, an einer Wand befestigten Lamellen (10) besteht
7. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das äußere Containment (4) an seiner Außenseite mit einer Stahlblechhaut (5) oder mit einer plastisch aufgebrachten
Beschichtung gasdicht abgedichtet ist «5
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