DE2241303C3 - Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage - Google Patents

Description

3° Die Erfindung betrifft eine Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage bestehend aus einem Kernreak- ^sicherheitsbehälter, einem Reaktorkern innerhalb des Sicherheitsbehälters, wenigstens einem Reaklorkern-Flutungsbehälter in wahlweiser Strömungsverbindung mit dem Reaktorkern, einem Flutungsmedium, das einen Neutronenabsorber enthält und sich innerhalb des Flutuiigsbehälters befindet, um den Reaktorkern zu fluten, wenn die Strömungsverbindung hergestellt ist. Pumpen zum Umwälzen des Flutungsmediums durch den Reaktorkern, Sprühvorrichtungen, die mit dem Reaktorsystem verbunden sind, um dasselbe mit dem mit dem Neutronenabsorber versetzten Flutungsmedium zu besprühen, Hydroxydspeichervorrichtungen in Verbindung mit den Sprühvorrichtungen um einen pH-Wert von etwa 9,5 in dem Flutungsmedium aufrechtzuerhalten, und Vorrichtungen zur Speicherung eines Jod-Absorptionsmittels, welches dem Sprühmedium zwecks Aussprühung durch die Sprühvorrichtungen zugemischt wird.

Kernreaktoren für Energieerzeugung sowie auch für Plutoniumerzeugung, Forschung und andere Zwecke besitzen gewöhnlich eine Füllung aus spaltbarem Uran in einer oder mehreren Gruppen von Stäben, die innerhalb eines Reaktorbehälters gelagert sind. Das spaltbare Material innerhalb der einzelnen Brennstäbe wird außerdem häufig durch eine Umfangshülse aus Zirkonlegierung, nichtrostendem Stahl oder einem anderen geeigneten Werkstoff geschützt. Die Wärme, die durch den neutroneninduzierten Spaliprozeß innerhalb des Kernbrennstoffs erzeugt wird, wird bei Druckwasserreaktoren dadurch abgeführt, daß Hochdruck-Primärkühlwasser über die einzelnen Stäbe geleitet wird. Das Primärkühlmittel nimmt dabei die Wärme aus den Stäben auf, und diese Wärme w^;rd durch konventionelle Vorrichtungen in

Nutzarbeit, z. B. elektrische Energie, umgewandelt.

Im Interesse der öffentlichen Gesundheit und Sicherheit sowie wegen der bedeutenden Investition, die ein Kernreaktor darstellt, sind viele Überlegungen über die Merkmale der wahrscheinlichen Unfälle und über die Verfahren angestellt wo den, mit denen man die Wirkungen dieser wahrscheinlichen Unfälle beherrscht. In diesem Zusammenhang ist oft ein Kühlmittelausfall vorausgesetzt worden, bei dem für die Zwecke der Sicherheit sbeurteilung angenommen wird, daß der Reaktorkern sein Primärkühlmittel verlöre: hat. Man glaubt, daß ein Unfall dieser Art zu einer plötzlichen Erhöhung der Brennstabtemperatur und zu einem Brennstabhüisenbruch führen kann.

Als Folge dieser Untersuchungen ist die Aufstellung von Reaktorkern-Flutungsbehällern empfohlen worden, um den Kern mit »Bor«-Wasser zu fluten. Das Wasser stellt dabei natürlich ein Notkühlmittel für den Kern dar. Das in tier Lösung vorhandene Bor - in typischer Weise durch den Zusatz von 1,22 Gewichtsprozent Borsäure (H₃BO₃) erreicht - fängt außerdem Neutronen innerhalb des Kerns ein und vermindert dadurch die Reaktorleistung. Der Reaktorkern wird dennoch weiterhin »Zerfallswärme« erzeugen, in erster Linie infolge des radioaktiven Zerfalls di-i Spaltprodukte, die sich in dem Brennstoff ansammeln. Somit muß das Bcirwasscr eine beträchtliche Zeitlang nach dem Kühlmittelausfall über Wärmetauscher weiter umgewälzt werden, um diese Zerfallsv, „fine abzuführen.

f nter diesen Umständen ist es fast sicher, daß bei einem eintretenden Brennstab-Hülsenbruch radioak-Ii-. e Spaltprodukte in die Atmosphäre um den Rcak-IiM behälter gelangen. Untersuchungen haben z. B. ge-/i_..;t, daß der Spaltproduktvorrat in dem Kern einer i\|)ischen Kraftanlage zu 1000 MW_tl eine Aktivität vt).ι 1,1 X H)"'Curie erreichen kann. Ks hat weiter »ic η Anschein, daß Jod und andere Halogene 7,5 X |ti^v Curie dieser Aktivitäi ausmachen. Um diese bedeutende Quelle radioaktiver Kontaminierung bei eine r zufälligen Freigabe zu vermindern, sind deshalb Verfahren entwickelt worden, die das Jod und die JoJverbindungen, von denen Mcthyljodid (CH₃I) typisch ist, aus der Umgebung des Reaktorbehälters abzusaugen.

Zu diesem Zweck werden Reaktoren oft in einem »Sicherheitse-Gebäude untergebracht, das konstruiert ist, um den Reaktor von der Atmosphäre außerhalb der Konstruktion bei einem Unfall abzusperren. Eine solche Absperrung des Reaktors begrenzt die Verbreitung radioaktiver Spaltprodukte auf den unmittelbaren Raum um den Reaktorbehälter herum. Da bei einem Kühlmittelausfall das Sicherheitsgebäude wahrscheinlich Frischdampf bei Drücken ausgesetzt wird, die über dem atmosphärischen Druck liegen, werden oft Kaltwassernebel- oder -sprühsysteme eingebaut, um den Dampf innerhalb des Gebäudes zu kühlen und zu kondensieren und um auf diese Weise den Dampfdruck herabzusetzen und die Luftdichtigkeit des Sicherheitssystems zu erhalten.

Es ist weiterhin bekanni, chemische Lösungen dem Sprühnebel zuzusetzen, urn weiterhin bei der Dekontaminierung und Jodabsai.gung behilflich zu sein. Eines der wirksameren Jod-Absorptionsmittel in dem Bor-Sprühwasser besteht aus 1 Gewichtsprozent Natriumthiosulfat (Na₂S₂O₁). Der Strahlung oder hohen Temperatur ausgesetzt, nuigt jedoch der Sä'urecharaktcr des Borwassers dazu, die Qualität des Natriumthiosulfats in der Lösung zu mindern, wodurch ein Schwefelniederschlag erzeugt und die Jodabsorptionswirkung des Mediums verringert wird. Um dieses Problem zu lösen und eine stabilere Natriumthiosulfatlösung zu schaffen, ist Ätznatron (NaOH) dem Sprühnebel zugesetzt worden, um die saure Flüssigkeit in eine basische Lösung mit einem pH-Wert von etwa 9,5 umzuwandeln. In diesem Zusammenhang ist der pH-Wert ein gewisses Maß füi den sauren oder

ίο basischen Charakter eines Mediums. Neutrale Lösungen haben einen pH-Wert von 7; saure Lösungen haben einer. pH-Wert von weniger als 7, während alkalische Lösungen einen pH-Wert von größer als 7 haben. Die chemische Reaktivität von Ätznatron und AIuminium ist ziemlich groß und führt zu der Entwicklung von Wasserstoff gas. Um eine wirksame Radiojod-Dekomaminierungswirkung zu gewährleisten :st es deshalb notwendig, Aluminiumeinrichtuiigen und Aluminiumkonstruktionsteile in dem Sicherheitsgebäude nicht zuzulassen, damit eine Zerstörung der erforderlichen Sicherheitseinrichtungen vermieden und die Ansammlung von Wasserstoff gas innerhalb des Sicherheitsgebäudes in einer explosiven Konzentration ausgeschaltet wird.

Die wirtschaftlichen und technischen Nachteile durch diesen Ausschluß des Aluminiums sind ziemlich groß. So müssen z. B. in einigen Fällen innerhalb des gesamten Sicherheitsgebäudes Materialien verwendet werden, die teurer und weniger wirksam als Aluminium sind; ein typisches derartiges Material ist nichtrostender Stahl. Erläuternd sei darauf hingewiesen, daß in Sicherheilsgebäuden bereits eine reflektierende Isolierung aus thermisch weniger wirksamen und kostenmäßig teurerem nichtrostendem Stahl eingesetzt worden ist, um diese mögliche Aluminiumkorrosionsschwierigkeit /u umgehen. Um eine gewisse quantitative Vorstellung von der Größe dieses Problems zu vermitteln, sei gesagt, daß die freiliegende reflektierende Isoiierfläche eines gewerblich betriebenen Kernreaktors häufig ISOOO Quadratmeter überschreitet.

Zwei Wege sind beschritten worden, um dieses Problem /u lösen; Eine intensive Forschung ist durchgeführt worden, um Substanzen zu finden, die nicht nur eine geeignete Affinität für Jod- und Jodveibindungen besitzen, sondern auch chemisch mit mehr wünschenswerten Materialien für die Innenausstattungen von Sicherheitsgebäuden vereinbar sind. Diese Untersuchungsreihe hat dazu gefünrt, daß mehrere Verbindungen gefunden wurden, von denen jedoch alle ein Merkmal zu haben scheinen, das zu beansianden ist. Hydrazin (N₂H₄) z. B. ist ein ausgezeichnetes Jod- und Jodid-Absorptionsmittel. Es ist jedoch durch unannehmbare Strahlungs- und Temperatur-Unbcständigkeiten gekennzeichnet. Es ist auch eine Wasserstoffgas-Absorptionsapparatur entwickelt worden, um das Explosionspolential innerhalb des Sicherheilsgebäudes zu vermindern. Hinrichtungen dieser Art «.ind jedoch teuer und weisen andere praktische Nachteile auf.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Möglichkeit zu schaffen, die Vorteile einer stabilen Natriumthiosulfat-Sprühlösung mit denen der Aluminiumeinrichtungen und Aluminium-Konstruklionsteile von Sicherheitsgebäuden zu verbinden.

Diese Aufgabe wird bei der eingangs genannten Anordnung erfindimgsgemäß dadurch gelöst, daß Vorrichtunjien zur Socicheruna eines Aluminium-

Korrosionsschutzmittels vorgesehen sind, welches dem Sprühmittel und dem genannten Jod-Absorptionsmittel zugemischt wird, um eine Aluminiumkorrosion beim Besprühen des Reaktorsystems zu vermeiden.

Es ist z. B. experimentell nachgewiesen worden, daß der Zusatz von weniger als 0,1 Gewichtsprozent Natriumsilikat (Na₂SiO,) oder Wasserglas zu der Sprühlösung die Aluminiumkorrosion um mehr als 99% herabsetzt. Dementsprechend erlaubt in einer typischen Ausführungsform der Erfindung eine Sprühlösung, die aus 1 Gewichtsprozent Natriumthiosulfat, 1,22 Gewichtsprozent Borsäure, 0,528 Gewichtsprozent Ätznatron und 0,1 Gewichtsprozent Natriumsil'kat zusammengesetzt ist, die Verwendung von Aluminium innerhalb des Sicherheitsgebäudes in den Fällen, für die es bevorzugt wird.

Andere Aluminiumkorrosionsschutzmittel können anstatt des obengenannten Natriumsilikats verwendet werden. Das herausragende Merkmal dieser Schutzmittel ist die Wirkung, mit der sie eine Aluminiumkorrosion in einer Grundlösung verhindern, ohne ernsthait die Jod-Absorptionsäquivalenz des gelösten Natriumthiosulfats zu verringern.

Im einzelnen umfaßt eine Ausführungsform der Erfindung einen Kernreaktor-Druckbehälter, der einen Kern aus Spaltmaterial besitzt. Wenigstens ein Reaktorkern-Flutungsbehälter ist angeschlossen, um Borwasser in den Kern bei einem Kühlmittelausfall zu leiten. Um die Zerfallswärme nach dem anfänglichen Kernfluten abzuführen, befördern Pumpen das Borwasser von dem Kern über Kühler, die ihrerseits die Wärme an die Atmosphäre oder an einen anderen geeigneten Wärmeableiter abgeben. Das druckmindernde Sprühsystem ist ebenfalls an das Borwasser-Zirkulationssystem angeschlossen.

Sprühpumpen saugen Borwasser aus dem Zirkulationssystem an und mischen dieses Wasser mit einer Ätznatronlösung, um das saure Zirkulationsmedium in ein solches mit einem basischen pH-W«rt von etwa 9,5 zu verwandeln. Dieses Ätznatron wird im übrigen einem Vorratsbehälter entnommen, der an das Sprühsystem angeschlossen ist.

Das kühle Grundgemisch aus Borsäure und Ätznatron wird in den Leitungen des Sprühsystem mit einer geeigneten Konzentration von Natriumthiosulfat versetzt, um die notwendige Jod-Absorptionsfähigkeit aufzuweisen.

Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung wird eine wäßrige Lösung von Natriumsilikat oder Wasserglas mit der Sprühflüssigkeit in einer Konzentration von etwa 0,1 Gewichtsprozent und vorzugsweise 0,075 Gewichtsprozent vermischt, um eine Aluminiumkorrosion in dem Sicherheitsgebäude zu verhüten. Die Reaktorgebäude-Sprühpumpen drücken das ganze Gemisch in das Sicherheitsgebäude über eine Reihe von Nebel- oder Sprühdüsen, die in der Nähe des Dachs angeordnet sind. Die Sprühung neigt dazu, den Dampf in der Atmosphäre zu kondensieren und durch eine Verringerung des Gebäudeinnendrucks die Luftdichtigkeit des Sicherheitsgebäudes zu erhalten. Außerdem nimmt das Natriumthiosulfat in dem Sprühnebcl Jod und Jodverbindungen aus dem Dampf-Luft-Gemisch auf. Dieses Kondensat läuft schließlich zu einer niedrigen Stelle oder einem Notsumpf in der Reaktorgebäudekonstruktion ab; daraus saugen die Zcrfallswärmcabführungspumpen und die Rcaklorgebäude-Sprühpumpen ab, um das Medium durch den Reaktorkern und die Sprühdüsen zu irezirkulieren. Dieser Vorgang wird fortgesetzt, bis die Verhältnisse innerhalb des Sicherheitsgebäudes genügend stabil und sicher geworden sind, damit andere Dekontaminierungs- und Reparaturverfahren eingeleitet werden können.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt und wird im folgenden näher beschrieben.

ίο Die einzige Figur zeigt ein Schema eines typischen Reaktorgebäude-Sprühsystems.

Das Reaktor-Sicherheits-Gebäude 10 besteht aus Stahlbeton und ist mit einer luftdichten Membrane aus nichtrostendem Stahl ausgekleidet, um zu verrneiden, daß in dem unwahrscheinlichen Fall eines zufälligen Austritts radioaktive Spaltprodukte in die Atmosphäre gelangen können.

Das Reaktorgebäude 10 ist vorgespannt, um eine begrenzte Höhe inneren Dampt-Überdrucks aushalao ten zu können. In Übereinstimmung mit den Verhältnissen des vorausgesetzten Kühlmittelausfalls wird der Dampf dadurch erzeugt, daß heißes, unter einem starken Druck stehendes Wasser aus einem Reaklorbchälter 11 in die auf atmosphärischem Druck stehende as Luft innerhalb des Gebäudes 10 austritt. Unter diesen Verhältnissen entspannt sich das in dem Behältci Il unter einem starken Druck stehende Wasser /u Dampf.

Wie bereits zuvor erwähnt, besteht der Reakto. kern 12 innerhalb des Behälters 11 aus einer oder mehreren Gruppen einzelner Brennstäbe (nicht dar gestellt). Die durch Neutronenreaktionen in dem Brennstoff innerhalb dieser Stäbe erzeugte Wärme wird an unter Druck stehendes Primärküh'.wasser abgegeben, das seinerseits die Brennstabtemperatur innerhalb annehmbarer Grenzen hält.

Bei dem angenommenen Kühlmittelausfali verursacht ein Bruch oder eine undichte Stelle in dem Primärkühlmittelsystem das Entweichen von Dampf in den Luftraum innerhalb des Gebäudes 10. Der Dampf erzeugt eine offensichtliche Erhöhung des Innen drucks, dem das Gebäude 10 ausgesetzt ist. Bei diesen offensichtlichen Druckerhöhungen auf z.B. 2 kg 'errr wiikt automatisch ein nicht dargestellter Druckfühlcr. ♦5 um den Kern 12 mit Borwasser aus den Kernflutungsbehältern 13 und 14 zu fluten. Das Wasser, mit dem diese Behälter gefüllt sind, fließt durch die Leitungen 15 bzw. 16 über zugehörige Schieber 17 und 20 sowie Rückschlagklappen 21 und 22. Die Leitungen 15 und 16 durchlaufen dann Durchtritte in einem biologischen Strahlungsschirm 23 sowie zugehörige RückschiagkJappen 24 und 25 innerhalb des Schirms 23 bevor sie in den Behälter 11 münden. Schwerkrafi und Stickstoffgas unter einem genügend hohen Druck in den Behältern 13 und 14 drücken das Borwassei in den Kern 12 und kühlen dadurch die Brennele mente auf eine konstruktiv zulässige Temperatur. Das Borwasser senkt die Reaktorleistungshöhe weil Bor eine wesentliche höhere Wahrscheinlichkei des Einfangs von im thermischen Gleichgewicht z\ der unmittelbaren Umgebung stehenden Neutronei hat als irgendein anderes Element, das innerhalb de: Kerns 12 vorhanden ist. Somit verhindert das Bo durch den Einfang einer Anzahl von Neutronen dei Fortgang und die Fortpflanzung der Neutronenspalt reaktionskette. Auf diese Weise wirkt das Bor im wc sentlichen als ein »Gift«, das dazu neigt, den Reakto zu entaktivieren und damit seine Leistung herabzuset

zen. Dementsprechend führt die Flutung dazu, daß die Leistung des Reaktorkerns sofort auf einen bedeutend niedrigeren Wert herabgesetzt wird.

Der Zerfall, der die meisten der Spaltprodukte kennzeichnet, die sich innerhalb des Reaktorkerns 12 während des Leistungsbetriebs ansammeln, erzeugt jedoch weiterhin wesentliche Wärmemengen, obwohl das Bor im wesentlichen die durch Neutronen induzierten Spaltreaktionen beendet hat. Diese durch die Halbwcrtzeit der Spaltprodukte bestimmte Zerfallswarme wird in einem stetig abnehmenden Maße eine beträchtliche Zeitlang befreit, nachdem das Bor beinahe die Neutronenspaltaktivität innerhalb des Kerns 12 beendet hat.

Um diese Zerfallswärme abzuführen, wird ein Verfahren vorgesehen, bei dem Sprühflüssigkeit, die weiter unten im einzelnen beschrieben wird, Dampfkondensat und Borwasser, das z. B. aus einer Bruchstelle in dem Primärkühlmittelsystem ausgetreten ist, zirkuliert werden. Diese Medien sammeln sich an einer auch Nolsumpf 26 genannten tiefen Stelle des Reaktorgebäudes. Die Medien werden dann durch Leitungen 27 und 30 in Stränge gepumpt, die Schieber 31 bzw. 32 sowie Eintritte zu einzelnen Zerfallswärmeabführungspumpen 33 und 34 einschließen. Jede dieser Pumpen drückt dann ein solches Medium über entsprechende Rückschlagklappen 35 und 36 in die zugehörigen Leitungen 27 und 30. Das Medium in der Leitung27 strömt durch einen Zerfallswärmckühlcr 37, wo es Wärme abgibt, um eine Temperatur von etwa 30" C zu erreichen. Diese gekühlte Flüssigkeit wird zu der Leitung 16 und dem Reaktorkern 12 durch einen Strang zurückgeleitet, der ein Durchgangsventil

41. einen Schieber 43 und eine Ruckschlagklappe 45 einschließt. In gleicher Weise strömt das Medium in der Leitung 30 von dem Austritt der Pumpe 34 über den Zerfallswärmckühlcr 40, ein Durchgangsventil

42. einen Schieber 44 und eine Rückschlagklappe 46 zu der Leitung 15 und zu dem Reaktorkern 12.

Da die Zirkulation während einer relativ langen Zeit fortgesetzt werde»,maJL ist ein Borwasser-Vorratsbehälter 47 auBc^f^inpdcs Reaktorgebäudes 10 vorgesehen, um u. a. Zusatzmedium zur Verfugung zu stellen und somit die Verluste des Systems auszugleichen. In diesem Zusammenhang wird Wasser, das eine Borsäurekonzentration von 1.22 Gewichtsprozent enthält, von dem Behälter 47 durch eine Leitung 50 abgesaugt. Die Leitung 50 mündet in ein T-Stück 51, das das Medium aus dem Behältei 47 auf die Leitungen 52 und 53 aufteilt. Die Leitungen 52 und 53 sind an die Eintritte der jeweiligen Zcrfallswärmepumpen 33 und 34 angeschlossen. In der Lciiung 53 strömt das Zusatz-Borwasscr durch einen Schieber 54 und eine Rückschlagklappe 55. Zusa'z-Borwasscr in der Leitung 52 muß auch durch einen Schieber 56 und eine Rückschlagklappe 57 zu dem Eintritt der Kreiselpumpe 33 strömen.

Fs wird daran erinnert, daß bei einem Kühlmittclausfall angenommen wurde, daß das Druckwasscr sich beim Austritt aus dem nicht dargestellten Primärkühlmittclsystem zu Dampf entspannt. Ein Sprühsystem 60 ist vorgesehen, um zu verhindern, daß der Dampfdruck einen Bruch verursacht, der die Luftdichtigkeit des Sicherheitsgebäudes 10 zerstören würde. Das Sprühsystem 60 sprüht einen Guß oder einen Nebel von verhältnismäßig kühlem Wasser mil einer Temperatur von z. B. 30" C in die inm-rhalb des Reaktorgebäudes 10 herrschende Atmosphäre aus, von der angenommen wird, daß sie mit Dampf und Luft gefüllt ist. Der Dampf kondensier! und vermischt sich mit dem Sprühnebel und strömt zu dem Notsumpf 26. Die auf die beschriebene Weise erfolgende Kondensation des Dampfes verringert notwendigerweise den Druck, der auf das Innere des Sicherheitsgebäudes 10 ausgeübt wird.

Genauer gesagt, die Kühlflüssigkeit wird in das Gebäude 10 aus Sprühdüscngruppen 61 und 62 gestrahlt, die mit einzelnen Leitungen 63 und 64 in der Nähe der Decke des Reaktorgebäudes 10 verbunden sind. Der Sprühdruck wird durch eine Rcaktorgebäudc-Sprühpumpe 65 aufgebracht, die mit der Leitung 63 verbunden ist, und durch eine Reaktorgebäude-Sprühpumpe 66, die mit der Leitung 64 verbunden ist. Die Pumpe 65 saugt z.B. von der Sumpfleitung 30 und der Borwasscr-Vorratsbehälterleitung 53 an. An der Verbindung zwischen den Leitungen 30 und 53 strömen die Flüssigkeiten in die Sprühleitung 63 über einen Strang, der einen Schieber 67 und eine Rückschlagklappe 70 einschließt, zum Eintritt der Pumpe 65. Die Pumpe 65 drückt das Medium durch einen Strang, der einen Kühler 68 und ein Durchgangsventil 7i außerhalb des Gebäudes 10 einschließt, dann durch einen Durchtritt in der Sicherheitskonstruktion und über eine Drosselklappe 72 innerhalb des Gebäudes 10 zu den Düsen 61. In gleicher Weise saugt die Reaktorgebäude-Sprühpumpe 66 von der Sumpfleitung 27 und von der Vorratsbchälterleiiung 52 an. Das Medium strömt durch einen Schieber 73 und eine Rückschlagklappe 74 zu dem Eintritt der Pumpe 66. Die Pumpe 66 drückt die Flüssigkeit mit einem höheren Druck in die Leitung 64. Das unter Druck stehende Sprühmedium in der Leitung 64 strömt durch einen Kühler 69, ein Durchgangsventil 75 und eine Drosselklappe 76, die auch innerhalb des Reaktorgebäudes 10 angeordnet ist, zu den Sprühdüsen 62.

Innerhalb des Sprühsystems wird das Borwasser in dem Vorratsbehälter 47 mit einer Atznatronlösung gemischt, die in einem Behälter 80 gespeichert wird, um die Borsäurelösung in ein Medium umzuwandeln. das einen pH-Wert von etwa 9,5 hat. Das Ätznatron in dem Behälter 80 wird dem Borwasser über eine nicht dargestellte automatische Regelung zudosiert, die auf einen beobachteten pH-Wert anspricht, indem sie die Ätznatronmenge regelt, um den gewünschten pH-Wert von 4.5 einzuhalten. Wahlweise kann auch eine Handrcgclung od. dgl. benutzt werden, um eine Gewichtskonzentration von 0,528 Gewichtsprozent Ätznatron in dem Gemisch einzuhalten. Wie in der Zeichnung dargestellt, wird die entsprechende Ätznaironmenge dem Behälter 80 über eine Leitung 81 entnommen und zu einem T-Stück geführt, das die Lösung aufteilt und in eine Strömungslcitung 82 einführt, welche über einen Schieber 83 und eine Rückschlagklappe 84 mit der Leitung 52 verbunden ist. In gleicher Weise wird der Rest der Ätznatronlösung, dk an dem T-Stück eingetroffen ist, durch eine Strö· mungsleiUing 85 über einen Schieber 86 und eine Rückschlagklappe 87 zu der Strömungsleitung 53 geleitet.

In Übereinstimmung mit einem typischen Mcrkma der Erfindung wird eine Natriumsilikatlösung von ei nem Vorratsbehälter 90 den Gcbäudesprühleitunger 63 und 64 durch einen Strang zudosiert, welche cin< Leitung 91 sowie ein T-Stück einschließt, das die Lö sung /wischen einer Strömungslcitung 92, welche di(

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Wasserglaslosung mit der Leitung 63 verbindet, und einer weiteren Strömungslcitung 93 aufteilt, welche an die Rcakiorgebäude-Sprühleitung 64 angeschlossen ist.

Die Strömungsleilung 92 wird wahlweise durch einen Schieber 94 und eine Rückschlagklappe 95 abgesperrt. In gleicher Weise wird die Strömungsleitung 93 durch einen Schieber 96 und eine Rückschlagklappe 97 beeinflußt, die zwischen dem Behälter 90 und dem Eintritt in die Sprühpumpe 66 anguordnei sind. Nalriumsilikai aus dem behaltet 90 wird vorzugsweise dem Ätznatron-Borsäure- und Wasser-Grundgemisch in einer Menge zugegeben, die etwa 0,075 Gewichtsprozent dem gesamten Medium beisteuert. Diese Zudosierung kann automatisch durchgeführt werden oder von Hand, indem man die chemische Zusammensetzung des Sprühnebels beobachtet und entsprechend die Natriumsilikatmenge einstellt. die dem rezirkulierten Medium zugegeben wird, um die gewünschten Anteile zu erhalten

In gleicher Weise wird 1 Gewichtsprozent Natriumthiosulfat der Losung aus einem Natnumthiosulfat-Vorratsbehältci 100 über eine Auslriltsleitung 101 zugesetzt, die die Losung mit einem Mengenverteil-T-Stück verbindet. Das T-Stuck teilt die N atrium-Ihiosulfatlösupg zwischen einer Slrömungsleitung 102, die mit der Sprühlci'.ung 63 über einen Schieber 103 und eine Rückschlagklappe 104 verbunden ist, und einer Strömungsleilung 105 auf. die mit der Gebiiudcsprühlcitung 64 über einen Schieber 106 und eine Rückschlagklappe 107 verbunden ist. Es ist außerdem festgestellt worden, daß et«as Ätznatron der Natriumthiosulfatlösung während der Speicherung zugesetzt werden sollte, um den pH-Wert des gespeicherten Natriumthiosulfats auf etwa 10.S zu halten. Vor der Reaktorprüfung oder dvm Leistungsbctrieb werden alle Vorratsbehälter fur das Spi uhsystem mit den entsprechenden und anteiligen Mengen von Wasser und Reagentien gefüllt, wie es oben beschrieben wurde, um die gewünschten Chcmikalicnkonzenirationen in der Rez.iikulaiionsllussigkeit zu haben, wenn alle gespeicherten Medien vollständig gemischt sind.

Im Betrieb könnte ein angenommener Kühlmittelausfall durch einen Bruch im Reaktorbchälter 11 eintreten. In diesem Falle wird Wasser unter einem extrem hohen Druck, z. B. in der Größenordnung von 150 kg/cm', in die Atmosphäre innerhalb des Reaktorgebäudes 10 entweichen. Unter diesen Umständen wird das Druckwasser fast sofort zu Dampf entspannen und das Reakloi gebäude 10 füllen. Ein nicht dargestellter Druckfühler innerhalb des Sicherheitsgebäudes wird so eingestellt, daß er z. B. auf eine Erhöhung von 2 kg/cm² des atmosphärischen Drucks anspricht, indem er automalisch einen Alarm auslöst und gewährleistet, daß das Gebäude 10 von der Außenwelt abgesperrt wird. Der Fühler öffnet auch die Schieber 17 und 20, die mit den Kernflutungsbehältern 13 bzw. 14 verbunden sind, um das Borwasser in den Kern 12 zu fördern. Diese Flutung sollte damit beginnen, den Kern zu kühlen und die Reaktorleistung durch umfangreichen Einfang von thermischen Neutronen innerhalb des Bors der FIulungslösung zu senken.

Dieses Borwasser wird auch dazu neigen, in dei gleichen Weise wie das Primärkühlmittel aus dem Reaklorbehälter II zu entweichen. Um den Dampfdruck innerhalb des Gebäudes 10 zu vernichten, werden außerdem entsprechende Ventile geöffnet und die Gebäudesprühpumpen 65 und 66 eingeschaltet; diesel ben saugen dann kühles Medium mit einer Temperatür von etwa 30" C aus dem Sumpf 26 innerhalb de-Gebäudes 10 und aus dem Borwasser-Vorratsbehäitci 47 an, der außerhalb des Gebäudes liegt. Eine ange mcssene Sprühlösungsmenge von 30° C wird der Dampf in der Atmosphäre kondensieren und den Druck innerhalb des Sicherheitsgebäudes senken.

Wenn die Reaktorgebäude-Sprühpumpen 65 um 66 eingeschaltet sind, werden auch Ätznatron vot dem Behälter 80, Natriumsilikat von dem Behältei 90 und Natriumthiosulfat von dem Behälter 100 dei Borwasstrlösung zugesetzt, die zu den Sprühdosen 61 und 62 gepumpt wird. Bei der dargestellten Ausführungsform der Erfindung werden diese Reagenzien mit der Borsäurelösung in den bevorzugten Gewichtsprozentsälzen verbunden, weil die richtigen relativen Mengen an Reagenzien und Wasser in den Behältern gespeichert werden, um dieses Ergebnis zu erzielen wobei auch ein angemessenes Volumen an Kühlwasserfür die Zwecke der Zerfallswärmeabführung geliefert wird. Wenn das ganze Gemisch in das Gebäude 10 in dei beschriebenen Weise gesprüht ist, dann nimmt es viel Jod und Jodverbindungen auf, die eventuell in die Gebäudeatmosphäre infolge eines Brennstabausfalls entwichen sind. Das Schutzmittel in dei Grundlösung erlaubt es dem Sprühnebel, das Innere des Sicherheitsgebäudes abzubrausen, ohne eine weitverbreitet Aluminiumkorrosion zu erzeugen.

Wie in der einzigen Figur der Zeichnung dargestellt, laufen die Sprühlösung und das Dampfkondensat zu der tiefen Stelle oder dem Sumpf 26 innerhalb des Sichel heitsgebäudes 10 ab. Die Flüssigkeit in dem Notsumpf 26 wird übet Leitungen 27 und 30 von den Zerfallswärmepumpen 33 und 34 sowie den Reaktorgebäude-Sprühpumpcn 65 und 66 abgesaugt. Diese Flüssigkeit wild entweder durch den Reaktoikern 12 über die Zcrfallswuiniekühler 37 und 40 geleitet odci durch das Gebäude 10 über die Kühler 68 und 69 sowie die Sprühdüsen 61 und 62 umgewälzt. Vorzugsweise wird diese Umwälzung fortgesetzt, bis die Verhältnisse innerhalb des Sicherheitsgebäudes 10 so stabil geworden sind, daß eine weitere Dekontamimerung sowie Reparaturen durchgeführt werden können.

Während der Umwälzzeit ist es möglich, daß die Wirkung der Lösung dadurch abnimmt, daß sie verdünnt wird od. dgl. Dementsprechend können Prober der Lösung von Zeit zu Zeit entnommen und auf der chemischen Gehalt analysiert werden. Wenn die Lösung einem für die chemische Wirksamkeit gesetzter Maßstab nicht entspricht, dann kann das Umwälzmedium durch den Zusatz von entsprechenden Reagenzien auf seine richtige Konzentration gebracht werden.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims (1)

Patentansprüche:

1. Anordnung zur druckmindernden Dekontaninierungssprühung für eine Kernreaktoranlage bestehend aus einem Reaktorsicherheitsbehälter, einem Reaktorkern innerhalb des Sicherheitsbehälters, wenigstens einem Reaktorkern-Flutungsbehälter in wahlweiser Strömungsverbindung mit dem Reaktorkern, einem Flutungsmedium, das einen Neutronenabsorber enthält und sich innerhalb des Flutungsbehälters befindet, um Jen Reaktorkern zu fluten, wenn die Strömungsverbindung hergestellt ist, Pumpen zum Umwälzen des Flutungsmcdiums durch den Reaktorkern, Sprühvorrichtungen, die mit dem Reaktorsy3tem verbunden sind, um dasselbe mit dem mit dem Neutronenabsorber versetzten Flutungsmedium zu besprühen, Hydroxydspeichervorrichtungen in Verbindung mit den Sprühvorrichtungen, um einen pH-Wert von etwa 9,5 in dem Flutungsmedium aufrechtzuerhalten, und Vorrichtungen zur Speicherung eines Jod-Absorptionsmiitels, welches dem Sprühmedium zwecks Aussprühung durch die Sprüh vorrichtungen zugemischt wird, dadurch gekennzeichnet, daß Vorrichtungen (80, 90, 100) zur Speicherung eines Aluminium-Korrosionsschutzmittels vorgesehen sind, welches dem Sprühmedium und dem genannten Jod-Absorptionsmittel zugemischt wird, um eine Aluminiumkorrosion beim Besprühen des Reaktorsystems zu vermeiden.

2. Anordnung nach Ansp/uch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Vorrichtung zur Speicherung des Aluminium-Korrosionsschutzmittels einen Behälter (80,90,100) umfaßt und wenigstens eine Leitung (81,91,101), um wahlweise die Strömungsverbindung zwischen dem Behälter und den Sprühvorrichtungen herzustellen.

3. Anordnung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß sie weiterhin einen Sumpf (26) und Leitungen (27, 30) umfaßt, um den Sumpf (26) mit den Pumpen (31, 32) zur Umwälzung des Mediums zu verbinden.

4. Anordnung nach Anspruch 2, gekennzeichnet durch eine Natriumsilikatlösung in der Speicherungsvorrichtung als Aluminium-Korrosionsschutzmittel.

5. Flutungsmedium für die Anordnung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß es im wesentlichen 1. Gewichtsprozent Natriumthiosulfat, 1,22 Gewichtsprozent Borsäure, 0,528 Gewichtsprozent Ätznatron sowie ein Korrosionsschutzmittel in einer Konzentration, die ausreicht, um die Aluminiumkorrosion um etwa 99% gegenüber der Aluminiumkorrosion bei Abwesenheit des Schutzmittels hetabzusetzen, enthält.

6. Flutungsmedium nach Anspruch 5. dadurch gekennzeichnet, daß das Korrosionsschutzmittel weiterhin etwa 0,075 Gewichtsprozent Natriumsilikat enthält.

7. Verfahren zur Vorbereitung einer Dckontaminierungssprühung mit einer Anordnung gemäß Anspruch !,gekennzeichnet durch die folgenden Verf ahrensschri t te:

a) Füllen des Kernflutungsbehälters (13, 14) mit einer Lösung aus Wasser und etwa 1,22 Gewichtsprozent Borsäure,

b) Füllen des Borwasser-Vorratsbehälters (47) mit einer Lösung aus Wasser und etwa 1,22 Gewichtsprozent Borsäure,

c) Füllen des Hydroxyd-Vorratsbehälteis (90) mit einer Hydroxydlösurig,

d) Füllen des Natriumthiosulfat-Vorraisbehälters (100) mit einer Natriumthiosulfailösung mit hoher Jod-Absorptionswirkung,

e) Füllen des Aluminium-Korrosionsschuizmitlel-Vorratsbehälters (80) mit einer Aluminium-Korrosionsschutzmittellösung, die mit der Jod-Absorptionswirkung der Natriumthiosulfatlösung chemisch verträglich ist,

und

f) Aufstellung von Vorrichtungen zum Mischen der genannten Lösungen.

Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß uie Aluminium-Korrosionsschutzmittellösung eine Wasserlösung von Nairiumsilikat enthält.

9. Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der genannte Schritt, der aus dem Füllen des Natriumthiosulfatlösungs-Vor ratsbehähers besteht, weiterhin den Zusatz einer Base zu der genannten Füllung umfaßt, um einen Lösungs-pH-Wert von etwa 10,5 herzustellen.