DE2202742C1 - Kompakte Kernenergieanlage - Google Patents

Description

Die vorliegende Erfindung betrifft eine kompakte, wasser­ gekühlte Kernenergieanlage, deren Primärsystem seine Wärmeenergie an ein Sekundärsystem abgibt, wobei Reaktor­ kern, Primär-Sekundär-Wärmetauscher, Primär-Umwälzpumpen und Steuerstäbe mit einem Druckbehälter eine geschlossene, in einem Sicherheitsbehälter angeordnete Einheit bilden, und mit intermittierend zu ihrem Betrieb erforderlichen Hilfsanlagen unter Einschluß von Aufbereitungs- und/oder Austauschanlagen für Primärwasser,die in einer räumlich getrenn­ ten Servicestation zusammengefaßt sind. Kompakte Kernenergie­ anlagen werden insbesondere als Antrieb von Schiffen ver­ wendet, sie können aber auch als Teil einer transportab­ len oder stationären Energieversorgungsanlage an Land verwendet werden.

Als typisches Beispiel für den Stand der Technik wird auf die Antriebsanlage des ersten deutschen Nuklearschiffes "Otto Hahn" hingewiesen, wie sie in der Zeitschrift "Kern­ technik", 6. Jahrgang (1964) H. 7/8, auf den Seiten 324 bis 332 beschrieben worden ist. Diese im Vergleich mit älteren Nuklearschiffen bereits recht kompakt gebaute Kern­ energieanlage ( die im ständigen Bestreben nach einer Ver­ ringerung des insbesondere auf Schiffen kritischen Raumbe­ darfs bis dahin erzielten Erfolge sind in "Nuclear Enginee­ ring" Vol. 9, August 1964, Nr. 99, Seite 280-283 darge­ stellt) benötigt bei einer thermischen Leistung von 38 MW immerhin noch einen umbauten Raum von etwa 3000 m³ ohne den für die konventionelle Maschinenanlage erforderlichen Raum.

Dieser Raum kann auch bei einer Reduzierung der thermi­ schen Leistung nicht wesentlich verringert werden, da die Nebenanlagen, wie z. B. Wasseraufbereitungs- und Brennelementwechsel-Einrichtungen, Abgas- und Abwasser­ systeme wie die für diese Nebenanlagen notwendigen Sicherheitseinrichtungen nicht im gleichen Maßstab wie die thermische Leistung verkleinert werden können. Bei diesen bekannten Anlagen ist der Sicherheitsbehälter gegen Beschädigungen durch Kollisionen mit anderen Schiffen oder durch Grundberührung durch eine ihn umge­ bende, sehr raumaufwendige Wabenstruktur geschützt, die nach Art der aus dem Kraftfahrzeugbau bekannten Knautsch­ zonen durch Verformung die Kollisionsenergie aufzehrt.

Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist eine kompakte, wassergekühlte Kernenergieanlage, die ohne Inkaufnahme sicherheitstechnischer Nachteile und bei mindestens gleichbleibend guter Bedienbarkeit mit ihrem Sicherheits­ behälter zusammen einen möglichst geringen Raumbedarf aufweist.

Zur Lösung dieser Aufgabe wird vorgeschlagen, daß Kernener­ gieanlage und/oder Servicestation unabhängig voneinander transportabel und betreibbar sind und die Verbindungslei­ tungen für radioaktive Stoffe von der Kernenergieanlage zur Servicestation bei Betrieb der Kernenergieanlage inner­ halb des Sicherheitsbehälters enden. Die eigentliche Kern­ energieanlage ist von ihrer Servicestation trennbar und längere Zeit unabhängig funktionsfähig. Die Servicestation enthält zweckmäßigerweise alle Nebenanlagen, die nicht un­ bedingt ständig an der Kernenergieanlage verfügbar sein müssen. Insbesondere bei kleineren Kernenergieanlagen er­ fordern diese sogenannten Nebenanlagen mit den dazugehö­ rigen Sicherheitseinrichtungen einen unverhältnismäßig großen Raum; sie müssen verfügbar sein, wobei aber ihre eigentliche Betriebszeit nur kurz ist. Ein besonderer Vorteil dieser Trennung von Kernenergieanlage und Service­ station ergibt sich, wenn zahlreiche gleichartige Kern­ energieanlagen vorhanden sind. In diesem Fall kann eine einzige Servicestation mit allen Nebenanlagen wesentlich rationeller ausgeführt werden, wobei sich dann die Kosten dieser einen Servicestation auf eine größere Anzahl von Kernenergieanlagen verteilen. Wesentlich für diese vorge­ schlagene Aufteilung ist es, daß die Kernenergieanlage während des Energiebetriebes vollkommen dicht ist, so daß weder Wasserverluste noch Gaseinbrüche von außen zu erwar­ ten sind und daß alle radioaktiven Primärsysteme in einem gasdicht geschlossenen Sicherheitsbehälter angeordnet sind. Damit entfällt auch die Notwendigkeit eines beson­ deren, für Kernenergieanlagen im allgemeinen erforder­ lichen Lüftungssystems mit den entsprechenden Umwälz- und Filteranlagen. Es ist sicher zweckmäßig, die übliche Selbstdruckhaltung ebenfalls im Druckbehälter anzuordnen. In weiterer Ausgestaltung der Erfindung, insbesondere zur Verwendung auf Wasserfahrzeugen wird vorgeschlagen, daß der Sicherheitsbehälter bei einschaliger Bauweise und ohne Druckausgleich mit der Umgebung gegen alle, auch bei Schä­ den an der Kernenergieanlage und/oder bei Kollisionen oder unter Wasser auf ihn einwirkenden Kräfte widerstandsfähig ist. Der Sicherheitsbehälter widersteht dank entsprechender Wandstärken und geeigneter Materialauswahl einem Kollsions­ stoß unmittelbar, in gleicher Weise wie er bei gesunkenem Schiff dem hohen Wasserdruck in großen Tiefen standhält. Die bekannten Sicherheitsbehälter müssen demgegenüber zum Druckausgleich mit Flutventilen versehen sein, die sich bei sinkendem Schiff selbsttätig öffnen.

Da der vorgeschlagene Sicherheitsbehälter kaum Nebenanlagen enthält, kann er so klein ausgeführt werden, daß er bei tragbaren Kosten mit einer im Verhältnis zu seinem Durch­ messer erheblichen Wandstärke ausgestattet werden kann. Diese Wandstärke des Sicherheitsbehälter läßt aber bei seinen an sich kleinen Abmessungen erwarten, daß der Si­ cherheitsbehälter sowohl bei einem Schaden an der darin enthaltenen Kernenergieanlage als auch bei Einwirkung von außen nicht zerstört wird. Selbst bei einem Zusammenstoß mit einem anderen Schiff wird dieser Sicherheitsbehälter wohl aus seinen Verankerungen herausgerissen und beiseite geschoben, bleibt aber im ganzen dicht. Die dafür notwen­ dige erhebliche Wandstärke des Sicherheitsbehälters über­ nimmt außerdem zu einem großen Teil den Strahlenschutz der Umgebung. Bei der vorgeschlagenen Trennung von Kernenergie­ anlage und Servicestation sowie bei der vorgeschlagenen An­ ordnung im Sicherheitsbehälter ist es zweckmäßig, den Druckbehälter im ganzen ausbaubar anzuordnen. Die wenigen Durchdringungen des Sicherheitsbehälters, die mit dem Druckbehälter verbunden sind, können lösbar gestaltet sein.

In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß der oder die Primär-Sekundär-Wärmetauscher den Reaktor­ kern konzentrisch umgeben. Bei der erfindungsgemäßen, kom­ pakten Kernenergieanlage ist Gewichts- und Raumbedarf der Strahlenabschirmung von erheblicher Bedeutung. Bei der hier vorgeschlagenen Anordnung wird bereits ein erheblicher Teil des Strahlenschutzes von solchen Wasser- bzw. Stahlmassen übernommen, die schon aus anderen Gründen vorhanden sein müssen. Eine Anordnung der Wärmetauscher in der Nähe des Kerns wurde bei den bekannten Kernenergieanlagen bewußt vermieden und in der Fachliteratur (vergl. "Kerntechnik" 8. Jahrgang, (1966), H. 10, Seite 458-463),ausdrücklich als un­ günstig bezeichnet, da so die Strahlenbelastung des Sekundärkreislaufes erhöht werde. Bei der vorgeschlagenen kompakten Kernenergieanlagen kann man aber voraussetzen, daß der Sekundärkreislauf nahezu war­ tungsfrei funktioniert und die ihn enthaltenden Räume nur kurzzeitig begangen werden müssen. Entsprechende Untersu­ chungen zeigen, daß die Strahlenbelastung des Wartungs­ personals in zulässigen Grenzen bleibt. Da die Aktivität des Sekundärkreislaufs nahezu vollständig auf N₁₆-Nuklide mit kurzer Halbwertzeit zurückzuführen ist, kann der die Sekundäranlage enthaltende Raum schon kurze Zeit nach dem Abschalten des Reaktors völlig frei begangen werden.

In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß der Druckbehälter in seinem oberen Bereich bzw. der Druckbehälterdeckel mit einer erhöht wirksamen Neutronen­ und Gammastrahlenabschirmung versehen ist. Dieser spezi­ elle Schutz des Druckbehälterdeckels ist von besonderer Bedeutung, daß die aus dem Reaktorkern nach oben austre­ tenden Strahlen im Bereich des Druckbehälterdeckels wegen der dort geringeren Stahl- und Wassermassen nicht in dem Maße wie in allen anderen Richtungen geschwächt werden. Als für eine solche Abschirmung besonders geeignete Stoffe haben sich Zirkonhydrid oder eine Mischung aus Blei und einem organischen, wasserstoffhaltigen und neu­ tronenabsorbierenden Stoff erwiesen.

In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschla­ gen, daß auf der Wand des Sicherheitsbehälter und/oder innerhalb der Abschirmung Kühlrohre vorhanden sind, die unabhängig von Pumpen direkt mit Seewasser flutbar sind. Eine ausreichende Abfuhr von Nachzerfallswärme aus der Kernenergieanlage ist so auch dann gewährleistet, wenn diese sich in einem gesunkenen Schiff befinden.

Die hier vorgeschlagene Kernenergieanlage (ohne Sekundär­ anlage) kann bei einer thermischen Leistung von ca. 24 MW bei einer möglichen Betriebszeit von ca. 1000 Vollast­ tagen in einem Raum von ca. 110 m³ untergebracht werden. Für eine Vergrößerung der Leistung auf 40 MW ist eine Vergrößerung des Raumes von nur 15% erforderlich.

Die Fig. 1 und 2 zeigen ein Ausführungsbeispiel der Erfindung.

Fig. 1 zeigt einen senkrechten Längsschnitt durch eine erfindungs­ gemäße Kernenergieanlage.

Fig. 2 zeigt ebenfalls einen senkrechten Schnitt, entsprechend der Linie A-B in Fig. 1.

Teil 1 ist ein Reaktorkern, der mit den im Bereich 2 angeordne­ ten Steuerstäben und deren Antrieben (3) geregelt wird. Teil 4 ist ein konzentrisch zum Reaktorkern (1) angeordneter Wärmetau­ scher. Die Primärumwälzpumpen (5) sind am Druckbehälter (6) ange­ bracht, der mit einem Druckbehälterdeckel (7) verschlossen ist, an dem die Steuerstabantriebe (3) druckdicht befestigt sind. Teil 8 ist ein Dampfstutzen des Sekundärsystems, während Teil 9 ein Speisewasserstutzen des Sekundärsystems ist. Teil 10 ist eine nicht näher beschriebene Kernhalterung in Form einer Gitterplatte. Teil 11 ist eine Druckbehälterabstützung, die den Druckbehälter (6) gegen den Sicherheitsbehälter (14) abstützt. Mit 12 wird das im Sicherheitsbehälter enthaltene Wasser bezeichnet, das sowohl zur Abschirmung als auch zur Kondensation des im Schadensfall auftre­ tenden Dampfes benutzt wird. Mit 13 wird ein nicht mit Wasser ge­ füllter Expansionsraum bezeichnet. Das Abschirmmaterial (16), bei­ spielsweise ein mit Bor getränktes Kunstharz-Pressholz, wird außen auf dem Sicherheitsbehälter (14) angebracht. Mit 17 wird die Seite des Sicherheitsbehälters bezeichnet, auf der der nicht gezeigte Maschinenraum mit der Sekundäranlage angeordnet ist, während mit 19 die Seite des Leitstandes bezeichnet wird, die mit Rücksicht auf das Personal stärker abgeschirmt werden muß. Mit den Teilen 20 wer­ den die nicht näher beschriebenen elektrischen Kabeldurchführungen bezeichnet. Teil 21 ist die Zulaufleitung und Teil 22 die Rücklauf leitung des Primär-Reinigungs-Systems. Teil 23 ist eine besonders gute Neutronen- und Gammastrahlenabschirmung des Druckbehälter­ deckels (7), in dessen Bereich kaum abschirmendes Wasser vorhan­ den ist. Teil 24 ist eine Pumpe, mit der im Notfall Wasser aus dem Sicherheitsbehälter (14) in den Primärkreis gedruckt werden kann. Die Teile 25 sind Verschlußdeckel, durch die das während des Betriebes von der Kernenergieanlage getrennte Primärwasser- Reinigungssystem mit den Zulauf- und Rücklaufleitungen (21 und 22) verbunden werden kann. Teil 26 ist ein Druckgasspeicher, mit dem Gas in bekannter Weise in den Dampfraum oberhalb des Reaktorker­ nes (1) gedrückt wird. Teil 29 ist eine nicht näher beschriebene Wasserkühlung für die Pumpenantriebe. Teil 30 ist eine nicht näher beschriebene Rückschlagklappe, die auch bei Ausfall einer von mehreren Primärpumpen den Betrieb der Reaktoranlage mittels der übrigen Primärpumpen sicherstellt. Teil 31 ist eine Wärmeisolie­ rung, die den Druckbehälter (6) und die Primärpumpen (5) nebst ihren Stutzen umgibt.

Claims (5)

1. Kompakte, wassergekühlte Kernenergieanlage, deren Primärsystem seine Wärmeenergie an ein Sekundärsystem abgibt, wobei Reaktorkern, Primär-Sekundär-Wärmetauscher, Primär-Umwälzpumpen und Steuerstäbe mit einem Druckbehäl­ ter eine geschlossene in einem Sicherheitsbehälter angeordnete Einheit bilden und mit intermit­ tierend zu ihrem Betrieb erforderlichen Hilfsanlagen unter Einschluß von Aufbereitungs- und/oder Austausch­ anlagen für Primärwasser, die in einer räumlich getrenn­ ten Servicestation zusammengefaßt sind, dadurch gekennzeichnet, daß Kernenergieanlage und/oder Servicestation unabhängig voneinander transportabel und betreibbar sind und die Verbindungsleitungen (21, 22) für radioaktive Stoffe von der Kernenergieanlage zur Servicestation bei Betrieb der Kernenergieanlage innerhalb des Sicherheitsbehälters (14) enden.

2. Kernenergieanlage nach Anspruch 1 insbesondere zur Verwendung auf Wasserfahrzeugen, dadurch gekennzeichnet, daß, der Sicherheitsbehälter (14) bei einschaliger Bauweise und ohne Druckausgleich mit der Umgebung gegen alle, auch bei Schäden an der Kernenergieanlage und/oder bei Kollisionen oder unter Wasser auf ihn einwirkenden Kräfte widerstandsfähig ist.

3. Kernenergieanlage nach Anspruch 1 oder 2 dadurch gekennzeichnet, daß der oder die Primär-Sekundärwärmetauscher (4) den Reaktorkern (1) konzentrisch umgeben.

4. Kernenergieanlage nach Anspruch 2 dadurch gekennzeichnet, daß der Druckbehälter (6) in seinem oberen Bereich bzw. der Druckbehälterdeckel (7) mit einer erhöht wirksamen Neutronen­ und Gammastrahlenabschirmung (23) versehen ist.

5. Kernenergieanlage nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß auf der Wand des Sicherheitsbehälters (14) und/oder innerhalb der Abschirmung (16) Kühlrohre vorhanden sind, die unabhängig von Pumpen direkt mit Seewasser flutbar sind.