DE2505532C2 - Kernreaktor-Kraftwerksanlage mit Kühlflüssigkeitszufuhr bei unfallbedingtem Verlust an Reaktorkühlmittel - Google Patents
Kernreaktor-Kraftwerksanlage mit Kühlflüssigkeitszufuhr bei unfallbedingtem Verlust an ReaktorkühlmittelInfo
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Description
Die Erfindung betrifft eine Kernreaktor-Kraftwerksanlage mit einer .Reaktorbaugruppe, die einen Kernbrennstoff
enthaltenden Reaktorkern aufweist, mindestens einem Dampferzeuger, der über eine erste Verbindung
mit der Reaktorbaugruppe verbunden und von einem Reaktorkühlmittel von hoher Temperatur und
hohem Betriebsdruck durchströmbar Ist, der unter normalen Bedingungen im wesentliche! konstant Ist,
sowie mit mindestens einem Behalter für Kühlflüssigkeit, der über erste Rohrleitungen mit der Reaktorbaugruppe
verbunden, einem unter dem Betriebsdruck des Reaktorkühlmittels liegenden Druck ausgesetzt und mit
dem Reaktor und dem Dampferzeuger Innerhalb einer abdichtenden Umschließung angeordnet Ist, wobei die
ersten Rohrleitungen der Reaktorbaugruppe die unter Druck stehende Kühlflüssigkeit immer dann zuführen,
wenn durch unfallbedingten Verlust an Reaktorkühlmittel dessen Betriebsdruck ausreichend verringert und
ein zweiter vorbestimmter Druckunterschied zwischen der Kühlflüssigkeit und dem Reaktorkühlmittel In der
Reaktorbaugruppe herbeigeführt Ist, der kleiner Ist als
der erste Druckunterschied zwischen der Kühlflüssigkeit und dem unter normalen Betriebsdruck stehenden
Reaktorkühlmittel.
Eine derartige Kraftwerksanlage ist bekannt (DE-OS 23 16 066). Die vorgesehenen Maßnahmen dienen dazu,
bei Betriebsunfällen zu verhindern, daß Wasser, Dampf und mitgeführte Spaltprodukte In die Umgebung austreten.
Durch die Zuführung von in Reserve gehaltener Kühlflüssigkeit wird einer Im Falle eines Leitungsbruchs mit ausströmenden Reaktorkühlmittel ungenü-
ιηη konennot
übermäßigen Anstieg von Temperatur und Druck begegnet. Es besteht dann nicht mehr die Notwendigkeit,
eine sogenannte trockene Schutzvorrichtung in Form eines Reaktorgebäudes aus Stahl und/oder Beton
vorzusehen, das dem vollen Druck standhalten kann, mit dem bei einem entsprechenden Reaktorunfall zu
rechnen Ist.
Be! der bekannten Kernreaktor-Kraftwerksanlage sind
zur Sicherung der Kühlflüssigkeitszufuhr beim Auftreten eines Lecks innerhalb der Umschließung ein offener
Hochbehälter mit Kühlflüssigkeit sowie ein geschlossener
Druckspeicher mit Kühlflüssigkeit vorgesehen, die durch ein Gaspolster unter Druck gesetzt Ist. Diese
innerhalb der Umschließung gespeicherten Flüssigkeitsmengen können zwar zu einer Auffüllung verloren
gegangenen Reaktorkühlmittels herangezogen werden, bei einem Reakiorunfall wird dadurch allein jedoch
noch nicht die erforderliche Sicherheit gewährleistet. Vielmehr muß dazu auch das ausgeströmte und sich In
einem Sumpf der Umschließung sammelnde Kühlmittel wiederverwendet weiden. Dazu ist eine Pumpe vorgesehen,
die mit äußerer elektrischer Energie betrieben wird. Obwohl die statische Energie der Kühlflüssigkeit
im Hochbehälter sowie der Druck des Gaspolsters Im Druckspeicher zur Einleitung de;· in Reserve gehaltenen
KOhlflüssigkeit zur Verfügung steht, handelt es sich somit wegen der dem Sumpf zugeordneten und von
außen zu betreibenden Pumpe um ein zumindest teilweise aktives System, dessen Wirksamkeit voraussetzt,
daß der Strom zum Antrieb der Pumpe nicht ausfällt. Dieses kann jedoch nicht unter allen Umständen
gewährleistet werden, so daß die bekannte Kraftwerksanlage mit einem gewissen Slcherheltirislko belastet ist.
ίο Im übrigen ist es bei der bekannten Anlage auch
schon kritisch, die gewünschten Einleitungsdrücke für die in Reserve gehaltene Kühlflüssigkeit zu erzielen,
well einerseits der für eine Schwerkraftzuführung vorgesehene
offene Hochbehälter wegen seiner Lage innerhalb der Umschließung nur mit begrenztem Volumen
ausgeführt und nur in einer vergleichsweise niedrigen Höhe angeordnet werden kann und weil andererseits
der Druckspeicher mit einem Elnleltungsdrucck arbeitet, der mit zunehmender Entleerung und entsprechender
Expansion des Gaspolsters stark absinkt.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, die Sicherheit einer gattungsgemäßen Anlage gegenüber
Unfällen mit Austritt an Reaktorkühlmittel zu verbessern.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß zweite Rohrleitungen den Dampferzeuger mit dem
Kühlflüsslgkeitsbehälter verbinden und daß nach Erreichen eines dritten vorbestimmten Druckunterschieds
zwischen der Kühlflüssigkeit und dem Dampf in dem Dampferzeuger unter einem verhältnismäßig hohen
Druck stehender Dampf dem Kühlflüssigkeltsbehälter durch die zweiten Rohrleitungen zugeführt wird, um
auf die Kühlflüssigkeit eine Pumpkraft aufzubringen, damit der den Brennstoff des Reaktorkerns enthaltende
Teil der Reaktorbaugruppe vollständig gefüllt wird.
Auf diese Welse entsteht ein vollständig passives Sicherheitssystem in dem Sinne, daß keine Abhängigkeit
von der Verwendung elektrischer Pumpen oder dergleichen Einrichtungen besteht, die mit äußerer
Energie angetrieben werden. Damit wird auch die Gefahr ausgeschaltet, daß im gegebenen Moment die
benötigte äußere Energie ausfällt. Gleichzeitig wird aber auch eine sichere Zuführung der Kühlflüssigkeit durch
Ausnutzung des Innerhalb der Anlage vorhandenen Dampfdrucks bewirkt. Dieses passive Sicherheitssystem,
das sowohl bei Druckwasserreaktoren wie auch bei Siedewasserreaktoren anwendbar Ist. hat ferner den
Vorteil, daß nach einem Unfall der Reaktor nach vergleichsweise kurzer Zeit wieder zugänglich ist und
betriebsbereit gemacht werden kann, denn bei aktiven Systemen Ist damit zu rechnen, daß auch die zum
Betrieb benötigten aktiven Teile wie Pumpen, elektrische Leitungen und dergleichen Schaden genommen
haben und ersetzt werden müssen.
Somit werden beim Anmeldungsgegenstand innerhalb der Reaktoranlage erzeugte Energien herangezogen, um
die Innendrücke auf Sicherheitswerte herabzusetzen, ein
Niederschmelzen des Reaktorkerns zu verhindern, Innentemperaturen auf Sicherheitswerte herabzusetzen
und ein Austreten von radioaktivem Material In die Umgebung zu verhindern. Dieses erfolgt innerhalb
weniger Minuten nach dem Auftreten eines Unfalls.
Zweckmäßige Ausgestaltungen und Weiterbildungen der Erfindung ergeben sich aus den Unteransprüchen.
Die erfindungsgemäße Anlage, bei der mil einem Hochdruck- und Hochtemperatur-Kühlmlttel und/oder
einem Moderator wie Leichtwasser oder Schwerwasser gearbeitet wird, weist mehrere miteinander verbundene
Zellen oder Kammern auf. In denen die Bestandteile
der Kernreaktoranlage untergebracht sind, beispielsweise das Reaktorgefäß, Dampferzeuger, Druckerzeugungseinrichtungen,
ein regenerativer Wärmetauscher sowie Rohrleitungen. Innerhalb der Zellen der Schutzvorrichtung
umschließt ein erster Behälter bzw. ein Hauptbehälter, der sich aus miteinander verbundenen
Mänteln aus Stahl zusammensetzt, die gesamte Kühlanlage des Reaktors. Ein zweiter Behälter aus Stahl bildet
eine dem ersten Behälter bzw. dem Hauptbehälter unmittelbar benachbarte Umschließung. Diese zweite
Umschließung 1st ihrerseits in einer weiteren Umschließung aus Stahlbeton oder vorgespanntem Beton angeordnet.
Zwischen der ersten und der zweiten Umschließung Ist ein Ringraum vorhanden, der mit Wasser
gefüllt ist.
Überflutungsbehälter und Behälter zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes sind unter vollständiger Einschließung
In die Zellen der Schutzvorrichtung In einer
bestimmten Höhe über der Reaktorkühlanlage und den zugehörigen Rohrleitungen angeordnet und mit Wasser
gefüllt. Der ersten Umschließung und auch der zweiten Umschließung sind Slcherhelts- bzw. Druckentlastungseinrichtungen
zugeordnet, die es ermöglichen, eine Verbindung zu einem Tiefbrunnen herzustellen.
Der Tieforunnen umgibt die Schutzzelle für das
Reaktorgefäß und erstreckt sich unterhalb des Reaklorgefäßes nach unten. Der mit einer Auskleidung aus
Stahl versehene Tiefbrunnen, der eine Kopplungsflüsslgkelt enthält. Ist mit einer Umschließung aus Stahlbeton
und/oder Spannbeton versehen. In den Tiefbrunnen sind zwei getrennte Sätze von Wärmetauscheranordnungen
eingetaucht und durch eine Strömungsleiteinrichtung voneinander getrennt, die sich praktisch über
die ganze Tiefe des Tiefbrunnens erstreckt. Eine der Wärmetauscheranordnungen steht In Verbindung mit
dem das Reaktorgefäß enthaltenden Raum, während die
zweite Wärmetauscheranordnung in Verbindung mit einem Gewässer im Freien steht. Wärmetauscheranordnungen
sind auch für die Kopplungsflüssigkeit vorhanden, mit v-elcher der Ringraum zwischen dem ersten
Behälter und dem zweiten Behälter gefüllt ist. Diese Wärmetauscheranordnungen befinden sich in dem
genannten Gewässer im Freien.
Das Wasser, das sich In den Behältern zum Nachfüllen
des Reaktorgefäßes, den Überflutungsbehältern, dem Ringraum zwischen der ersten und der zweiten
Umschließung sowie in dem Tiefbrunnen befindet, ist auf besondere Weise behandelt, um die gewünschte
Schutzwirkung zu gewährleisten. Das Wasser ist entgast und es enthält In Lösung befindliche Chemikalien, die
als Neutronep.gift, Korrosicnsschutzmitte!, Getter für
Sauerstoff und Getter für Radionuklide zur Wirkung kommen. Die Wasserfüllung wird mit Hilfe von
Dampfstrahl-Kühleinrichtungen oder von Wärmetauscheranordnungen im gekühlten Zustand gehalten.
Die passive Schutzvorrichtung Ist normalerweise in einem Reaktorgebäude untergebracht. Die Anordnung
der Zellenkonstruktionen ermöglicht es, auch die Räume zum Aufnehmen von verbrauchtem Kernbrennstoff
und eine Brennstoffbeschickungskammer Im Reaktorgebäude unterzubringen. Die Wärmetauscheranordnungen,
welche den Räumen zum Lagern verbrannten Kernbrennstoffs zugeordnet sind, stehen in offener
Verbindung mit dem im Freien befindlichen Gewässer.
Wenn die passive Schutzvorrichtung nach der Erfindung auf typische Weise auf einen Verlust an Kühlmittel
anspricht, bewirkt die Dekompression des Reaktorkühlmittel, die durch einen Rohrbruch hervorgerufen
wird, daß In der ersten Umschließung, in der normalerweise ein hohes Vakuum aufrechterhalten wird, Dampf
erzeugt wird. Dieser Dampf setzt die Umschließung unter Druck, und beim Erreichen eines vorbestimmten
Drucks bewirkt der Dampf, daß den Überflutungsbehältern zugeordnete Verschlußscheiben aufgerissen
werden. Dies hat zur Folge, daß Dampf in den Überflutungsbehälter einströmt, daß eine thermische Entspannung
des Dampfes stattfindet, und daß sich die Überflutungsbehälter vollständig mit Wasser füllen. Durch
dieses Füllen der Überflutungsbehälter mit Wasser wird der von dem ersten Behälter umschlossene Raum
einem erhöhten Druck ausgesetzt, bis das Abblasen des Kühlmittels durch den In dem Behälter entstehenden
Gegendruck unterbrochen wird. Der erste Behälter Ist so ausgebildet, daß das Abblasen des Kühlmittels durch
den in dem Behälter entstehenden Gegendruck unterbrochen wird, während sich Im Reaktorgefäß noch eine
Wassermenge befindet, die ausreicht, um den Kernbrennstoff wirksam zu kühlen.
Bevor das Abblasen des Reaktorkühlmittels durch den Gegendruck in der Umschließung beendet wird,
bewirkt der hydrostatische Druck, der in den Behältern zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes herrscht, daß den
Verbindungsleitungen zugeordnete Rückschlagventile geöffnet werden, woraufhin vorbehandeltes Wasser In
die Reaktorkühlanlage eingespritzt wird. Die Dekompression der Nachfüllbehälter führt dazu, daß
Verschlußscheiben aufgerissen werden, die den Dampfverteilern zugeordnet sind, welche zwischen der
Sekundärseite der Dampferzeuger und den Nachfüllbehältern angeordnet sind. Durch dieses Aufreißen der
Verschlußscheiben wird das Strömen von Dampf von den Dampferzeugern zu den Stahlinjektoren eingeleitet;
der durch diese Injektoren strömende Dampf reißt vorbehandeltes Wasser aus den Nachfüllbehältern mit.
Der Dampf und das Wasser werden Innig miteinander gemischt, während sie den Diffusortell des Injektors
durchströmen, so daß eine homogene Lösung aus dem vorbehandelten Wasser entsteht, mit der das Reaktorgefäß
nachgefüllt wird.
Das gekühlte Wasser in den erhöht angeordneten Überflutungsbehältern schreckt den während des Abblasens
des Kühlmittels überströmenden Dampf ab, während sich der Gegendruck in dem Behälter erhöht,
um das Abblasen zu beenden. Sobald das Abblasen des Kühlmittels beendet Ist, kommt unter der Wirkung der
Schwerkraft das gekühlte Wasser, das Neutronengift in Lösung enthält, zur Wirkung, um die Rohrleitungen
des Reaktors vollständig zu überfluten und die Reaktorköhlanlage
Ober die Rohrhruchstelle, die zu dem Kühlmittelverlust
geführt hat, nachzufüllen. Die gesamte in der Reaktoranlage gespeicherte Energie wird von dem
Überflutungswasser aufgenommen. Die Überflutungswassermenge hat ein Wärmeaufnahmevermögen, das
ausreicht, um die Temperaturen auf niedrige Werte zu bringen, so daß die Atmosphäre in dem Hauptbehälter
durch die Überflutung wieder auf das normale hohe Vakuum zurückgeführt wird. Alle Stoffe, die aus dem
Hauptbehälter während des Abblasens und Überflutens entweichen, werden von dem Wasser in dem zweiten
Behälter aufgenommen. Jeder etwaige Überdruck, der in dem ersten Behälter während des Abblasens auftritt,
wird zu dem Wasser in dem Tiefbrunnen abgeführt.
Die weiterhin als Zerfallswärme von dem Kernbrennstoff abgegebene Energie wird durch Wärmeleitung und
natürliche Konvektion passiv an die Umgebung abgege-
ben. Diese Wärme wird zuerst durch Konvektion vom Kernbrennstoff an das Reaktorkühlmittel abgegeben
und gelangt dann durch Wärmeleitung Innerhalb der nicht Isolierten Metallwände der Reaktoranlage zu dem
Überflutungswasser In dem ersten Behälter. Kühlmittelleitungen, die an die Wärmetauscheranordnung In dem
Tiefbrunnen angeschlossen sind, überführen die Wärme durch Leitung und Konvektion aus dem das Reaktorgefäß
enthaltenden Raum zu dem Wasser In dem Tiefbrunnen. Die thermische Konvektion bewirkt ein
Umwälzen des Wassers In dem Tiefbrunnen um die Umlenkeinrichtung herum und an der zweiten In dem
Tiefbrunnen vorhandenen Wärmetauscheranordnung vorbei. Im Bereich der zweiten Wärmetauscheranordnung
wird die Zerfallswärme durch Leitung an Wasser abgegeben, das durch die Rohre strömt und durch
natürliche Konvektion veranlaßt wird, von dem Im Freien gelegenen Gewässer aus durch die Rohre zu strömen.
Ferner wird Energie passiv durch das Wasser In dem
zweiten Behälter Ins Freie abgeführt. Hierbei wird Wärme mittels Wärmeleitung durch den Stahlmantel
aus dem Überflutungswasser in dem ersten Behälter auf das Wasser In dem zweiten Behälter übertragen. Das
Wasser In dem zweiten Behälter strömt dann infolge natürlicher Konvektion durch die Wärmetauscheranordnungen,
die sich Im Freien In einem Gewässer befinden. Das Wasser dieses Gewässers wird durch thermische
Konvektion veranlaßt, an d;:n Wärrnctauschcranordnungen
vorbei zu zirkulieren, um die In dem Wasser aus dem zweiten Behälter enthaltene Wärme aufzunehmen.
Der Aufbau der passiven Schutzvorrichtung ermöglicht es, die Räume zum Lagern d«:s verbrauchten Kernbrennstoffs
und die Hilfseinrichtungen des Reaktors Im Reaktorgebäude unterzubringen. Diese Anordnung
ermöglicht auch die Verwendung passiver Wärmeaustauschkreise, die an Wärmetauscheranordnungen angeschlossen
sind, welche den Räumen zum Lagern von verbrauchtem Kernbrennstoff und den Hllfselnrlchtungen
des Reaktors zugeordnet sind. Diese passiven Wärmetauscheranordnungen geben Wärme an das Im
Freien befindliche Gewässer ab.
Die Erfindung wird Im folgenden mit weiteren
Einzelheiten anhand schematicher Zeichnungen eines Ausführungsbeispiels erläutert. Es zeigt
Flg. 1 einen senkrechten Schnitt durch ein Reaktorgebäude
zum Aufnehmen einer passiven Schutzvorrichtung nach der Erfindung, wobei der Schnitt durch eine
Überflutungsbehälterzelle, eine Reaktorkühlmlttelpumpenzelle,
die Reaktorgefäßzelle, eine Dampferzeugerzelle,
eine Nachfüllbehälterzelle und Zellen zum Aufnehmen von Verblndungsrotirleltungen für das
Reaktorkühlmittel Im wesentlichen längs der gebrochenen Linie I-I in Fig. 4 verläuft;
Fig 2 einen senkrechten Schnitt durch das Reaktorgebäude,
der im wesentlichen längs der Linie H-II In Fig. 4 durch zwei Räume zum Aufnehmen von
verbrauchtem Kernbrennstoff verläuft, zwischen denen sich der Raum zum Beschicken des Kernreaktors mit
Kernbrennstoff befindet;
F1 g. 3 einen senkrechten Schnitt durch das Reaktorgebäude
längs der Linie HI-III in Fig. 4, der durch eine
Druckerzeugerzelle, einen begehbaren Schacht, die das Reaktorgefäß enthaltende Zelle, einen zweiten begehbaren
Schacht und die Zelle verläuft, welche den regenerativen Wärmetauscher enthält;
FI g. 4, 5,6 und 7 jeweils einen waagerechten Schnitt
durch das Reaktorgebäude längs der betreffenden der Linien IV-IV, V-V, VI-VI und VII-VII in Flg. 2;
Flg. 8 und 9 jeweils eine schematische Darstellung von Behältern zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes,
wobei In Fig. 8 eine typische Rohrleitungsanordnung für einen Nachfüllbehälter dargestellt ist, während
Flg. 9 die allgemeine Anordnung der Nachfüllbehälter bei einem Druckwasserreaktor mit vier Kühlschleifen
erkennen läßt; und
Flg. 10, 11, 12 und 13 jeweils eine graphische Darstellung eines bestimmten Gesichtspunktes, der bei
einer Schutzvorrichtung zu berücksichtigen Ist, die Im
Fall eines Kühlmittelverlustes bei einem Druckwasserreaktor zur Wirkung kommen soll, welcher für eine
elektrische Leistung von 1000 MW ausgelegt ist.
Hierbei veranschaulicht Flg. 10 die Beziehung zwischen dem Insgesamt benötigten freien Volumen
und dem höchsten bei einem Betriebsunfall auftretenden Druck bei einer dem vollen Druck standhaltenden.
Im trockenen Zustand zu betreibenden Schutzvorrichtung, die normalerweise bei atmosphärischem Druck,
(1,01 bar) bzw. bei einem hohen Vakuum von etwa 0,138 bar bzw. bei einem vollen Vakuum von 0 bar
arbeitet.
Flg. 11 veranschaulicht die Beziehung zwischen der
Menge des Reaktorkühlmittels, das In der flüssigen Phase gehalten wird, d. h. der gesamten Menge, die In
der Reaktorkühlanlage und dem ersten Schutzbehälter vorhanden Ist, und dem bei einem Betriebsunfall auftretenden
höchsten Druck, d. h. dem Gegendruck In der Schutzvorrichtung, für den Fall einer dem vollen Druck
standhaltenden, trocken zu betreibenden Schutzvorrichtung, wobei auch die Kühlmittelmenge dargestellt ist,
die allein In dem Reaktorgefäß zurückbleibt.
Fig. 12 veranschaulicht die Beziehung zwischen der Menge des Reaktorkühlmittels, das allein Im Reaktorgefäß
In der flüssigen Phase verbleibt, und dem bei einem
Betriebsunfall auftretenden höchsten Druck, d. h. dem Gegendruck In der ersten Umschließung für den Fall
einer passiven Schutzvorrichtung; wobei Dampf In Überflutungsbehälter eingeleitet wird, und wobei der
erste Behälter bzw. der Hauptbehälter Insgesamt ein freies Volumen aufweist, das etwa 2830 bzw. etwa 2125
bzw. etwa 1410 bzw. etwa 990 m' beträgt.
Flg. 13 veranschaulicht die Beziehung zwischen dem Druck, der In dem ersten Behälter nach dem Überfluten
herrscht, und der Menge der Überflutungsflüsslgkeit, die In der passiven Schutzvorrichtung bei einer Temperatur
von 16° bzw. 10° bzw. 4° C gespeichert Ist; für diesen Vergleich Ist das Insgesamt verfügbare freie
Volumen des ersten Behälters mit etwa 990 m' angesetzt, und es ist angenommen, daß vor dem der
Konstruktion zugrunde liegenden Betriebsunfall in dem Behälter ein Druck von etwa 0,138 bar absolut aufrechterhalten
wird.
In Flg. 1 bis 7 Ist eine passive Schutzvorrichtung für
einen mit vier Schleifen versehenen Druckwasserreaktor dargestellt. Die erste Umschließung setzt sich aus
miteinander verbundenen Zellen zusammen, welche die verschiedenen Teile der Reaktorkühlanlage umschließen.
Gemäß Flg. 1 ist in einer Reaktorgefäßzelle 101 das Reaktorgefäß 102 untergebracht. Es sind vier
Dampferzeugerzellen 103 vorhanden, von denen jede einen Dampferzeuger 104 enthält. Weiterhin weist das
dargestellte Gebäude vier Reaktorkühlmlttelpumpenzellen
105 auf, und In jeder dieser Zellen ist eine Reaktorkühlmittelpumpe
106 angeordnet. In einer weiteren Zelle 107 befindet sich eine Einrichtung 108 (Flg. 3)
zum Aufbringen von Druck. In einer Zelle 109 (Fig. 5)
1st gemäß Fig. 3 der regenerative Hochdruck-Wärmetauscher 110 untergebracht. Weitere Zellen 111 enthalten
die Rohrleitungen 112, aus denen sich die das
Reaktorkühlmittel enthaltende Anlage zusammensetzt.
In weiteren Zellen 113 befinden sich die Behälter 114
zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes. Das untere Ende jeder einen Nachfüllbehälter enthaltenden Zelle 113 Ist
mit abdichtender Wirkung mit einem tragenden Mantel verschweißt, der einen Bestandteil der ersten Umschließung
bildet. Die Zellen 115 (Flg. 1), welche die mit
den Nachfüllbehältern 114 verbundenen Rohrleitungen enthalten, verbinden diese tragenden Mäntel mit den
benachbarten Dampferzeugerzellen 103.
In weiteren Zellen 116 sind gemäß Flg. 1 die Überflutungsbehälter
117 angeordnet. Das untere Ende jedes Überflutungsbehälters 1st mit abdichtender Wirkung
mit einem tragenden Mantel verschweißt, der ebenfalls einen Bestandteil der ersten Umschließung bildet. Die
Zellen 118, In denen sich die an die Überflutungsbehälter
angeschlossenen Rohrleitungen befinden, verbinden diese tragenden Mäntel mit den benachbarten Dampferzeugerzellen
103.
Die Zellen der Umschließungen sind aus Stahl und
Beton aufgebaut. Eine lückenlose Auskleidung 119 aus Stahl (Fig. 3) bestimmt die Form der miteinander
verbundenen Zellen. Innerhalb der Zellen ermöglicht es der vorhandene freie Raum, sich Zugang zur Wartung
der Teile des Reaktors zu verschaffen. Die zylindrischen Mäntel 119 aus Stahl sind auf Ihrer Innenseite
mit Versteifungsringen versehen, um den Mänteln das Widerstandsmoment zu verleihen, das erforderlich Ist,
um es ihnen zu ermöglichen, dem Außendruck standzuhalten, dem die die erste Umschließung bildenden
Zellen ausgesetzt sind. Ferner sind Verstärkungsringe an den Verbindungen zwischen den die Rohrleitungen
enthaltenden Zellen und denjenigen Zellen vorhanden. In denen sich die Hauptteile der Anlage befinden.
Die Zellen 111 zum Aufnehmen der Rohrleitungen für die Reaktorkühlanlage ermöglichen es auf bequeme
Welse, Rohrleitungsunterstüizungen und Halterungen
einzubauen, die dazu dienen. Beschädigungen der ersten Umschließung und anderer Bauteile für den Fall
zu verhindern, daß ein zu Bruch gehendes Rohr beim Entstehen eines Kühlmitteilecks peltschenschlagähnllche
Bewegungen ausführt. Bei diesen Unterstützungen und Halterungen für die Rohrleitungen handelt es sich
um Dreipunkthalterungen, die von den Versteifungsringen und den Verstärkungsringen getrennt sind, welche
der Stahlauskleidung 119 der ersten Umschließung in den Zellen für die Rohrleitungen zugeordnet sind. Die
Versteifungsringe sind außerdem In kleinen Abständen verteilt, um die Auskleidung aus Stahl zusätzlich zu
schützen. Die größeren Bauteile sind gegen Bewegungen, die z. B. bei Erdbeben auftreten könnten, durch
Gefäßstabilisatoren geschützt.
Die Auskleidung 119 aus Stahl 1st auf nicht dargestellte Weise doppelwandig ausgebildet. Die Ringräume
zwischen den Stahlblechen sind mit Wasser gefüllt. In
dem ein Neutronengifi gelöst ist. Der von dem inneren
Blech umschlossene Raum bildet die erste Umschließung für die Reaktorkühlanlage. Während des
Leistungsbetriebs des Reaktors wird In diesem freien
Raum ein hohes Vakuum aufrechterhalten, damit auf eine Wärmeisolierung auf den Außenflächen der Reaklorkühlanlage
verzichtet werden kann. Wird der Reaktor außer Betrieb gesetzt, um die Durchführung von
Wartunpsarbcltcn /u ermöglichen, laßt man Luft, die
sich auf atmosphärischem Druck befindet, in der ersten Umschließung zirkulieren; hierzu werden die Unterdruck-
bzw. Absaugleitungen verwendet, die mit dem Inneren der ersten Umschließung In Verbindung
stehen.
Die Vermeidung der Verwendung einer Wärmeisolierung an den Außenflächen der Reaktorkühlanlage, der
Sekundärteile der Dampferzeuger und der Hilfsrohrleitungen stellt eine entscheidende Verbesserung gegenüber
den bis jetzt bekannten Schutzvorrichtungen dar, bei denen bei hoher bzw. niedriger Temperatur betriebene
Einrichtungen und die Oberflächen bestimmter Bauteile innerhalb der ersten Umschließung mit einer
Wärmeisolierung versehen sein müssen. Diese Verbesserung bietet insbesondere die folgenden Vorteile:
Eine Verkleinerung des Rauminhalts der Umschließung,
eine Verkürzung der Bauzelt, eine Einsparung an
Materialkosten, die Ausschaltung der Gefahr einer Spannungskorrosion als Folge des Vorhandenseins von
Chloriden, die als Verunreinigungen in der Wärmeisolierung
vorhanden sind, die Ermöglichung einer ständigen Fernüberwachung der kritischen Teile der unverkleideten
Außenflächen aus Stahl bei den Rohrleitungen für das Reaktorkühlmittel, dem Reaktorgefäß und
anderen größeren Bauteilen, ferner eine Verkürzung der Zelt, während welcher das Wartungs- und Prüfpersonal
der Strahlung ausgesetzt 1st, was auf die Einsparung der Zelt zurückzuführen ist, die benötigt wird, um die
Wärmeisolierung zu entfernen und wieder einzubauen, sowie die Vermeidung der Gefahren, die sich aus dem
Vorhandensein einer erodierten Wärmeisolierung im Fall eines Kühlmittellecks ergeben.
Bei den bis jetzt bekannten Schutzvorrichtungen bewirkt der Strahl, der beim Abblasen des Kühlmittels
beim Entstehen einer Leckstelle entsteht, daß die Isolierung erodiert wird, daß das Isolationsmaterial in
Wasser suspendiert wird, daß hierdurch Spritzdüsen und Luftfilter verstopft werden, die zu den Sprüh- und
Luftumwälzeinrichtungen gehören, und daß außerdem Wärmetauscher und die Siebe an den Pumpeneinlässen
der Notumwälzeinrichtung verstopft werden, die dazu dient, die Zerfallswärme abzuführen.
Der wassergefüllte Ringraum zwischen der ersten und der zweiten Umschließung bildet einen »Wassermantel«,
der mit Ausnahme der Durchlässe der Umschließung als «kalte Wand« für die erste Umschließung zur
Wirkung kommt. Das aus der ersten Umschließung entweichende Kühlmittel wird von dem Wasser In der
zweiten Umschließung aufgenommen. Der Abstand zwischen den Blechen der »kalten Wand« kann
zwischen einigen Zoll (rund 25 mm) undmehreren Fuß (rund 300 mm) variieren, was sich jeweils nach den
konstruktiven Einzelheiten der passiven Schutzvorrichtung richtet.
Nahezu sämtliche Zellen der ersten Umschließung sind von einer Betonkonstruktion 120 (Fig. 4)
umschlossen, die nach Bedarf vorgespannt oder bewehrt 1st, jedoch mit Ausnahme des oberen Endes des Reaktorgefäßes.
Gemäß Fig. 1 ist ein mit einem Flansch versehener Dom 121 vorhanden, der die Antriebseinrichtungen
für die Regelstäbe umschließt. Diese Regelstabantrlebe sind über ein mit einem Flansch versehenes
Mannloch 122 am oberen Ende des Druckbehälters zugänglich.
Die Betonkonstruktion, welche die zweite Umschließung
unmittelbar umgibt, bildet eine Abstützung sowohl für die zweite als auch für die erste Umschließung
sowie für die darin untergebrachte Reaktorkühlan-
lage. An allen Punkten hat die Betonkonstruktion eine ausreichende Wandstärke, um als biologische Abschirmung
zur Wirkung zu kommen. Somit sind die Personen, die sich im Reaktorgebäude aufhalten, gegen
durchdringende Strahlung geschützt, und zwar sowohl 5 während des normalen Reaktorbetriebs als auch bei
sämtlichen Betriebsunfällen, die sich Innerhalb der ersten Umschließung abspielen, und zu denen auch
Verluste an Kühlmittel gehören.
Einige der Zellen der ersten Umschließung sind unterteilt. Die das Reaktorgefäß enthaltende Zelle setzt
sich aus zwei Kammern, einer oberen und einer unteren, zusammen. Die obere Kammer wird gemäß Fig. 1
durch den mit einem Flansch versehenen Dom 121 aus Stahl gebildet. In der unteren Kammer befindet sich das
Reaktorgefäß 102. Die beiden Kammern sind gemäß Fig. 1 durch eine Membran 123 aus Stahl voneinander
getrennt. Soll der Reaktor mit frischem Brennstoff beschickt werden, wobei das mit einem Flansch versehene
Kopfstück 124 von dem Reaktorgefäß abgenommen wird, wird ein Dichtungsring mit Hilfe von
Schrauben befestigt, um eine zweite Abdichtung gegen Wasserdurchtritt zwischen der oberen und der unteren
Kammer herbeizuführen. Diese In Flg. 1 nicht dargestellte zweite Abdichtung überbrückt den Ringraum
zwischen dem Flansch des Reaktorgefäßes 102 und der aus Stahl bestehenden Auskleidung der Schutzvorrichtung
im Bereich der das Reaktorgefäß enthaltenden Zelle 101.
Zu jeder der vier Zellen 105 zum Aufnehmen der Reaktorkühlmittelpumpen gehören zwei Kammern, und
zwar eine Kammer für den Pumpenmotor und eine Kammer für die Pumpe. Der freie Raum, der die
Pumpengehäuse 106 unmittelbar umgibt, bildet gemäß Flg. 1 jeweils die untere Kammer. Die Pumpenmotoren
126 sind in zugehörigen Kammern 125 untergebracht. Den Motorkammern 125 kann entweder Luft oder eine
aus einem inerten Gas bestehende Atmosphäre zugeführt werden. Gleichzeitig kann der verbleibende Teil
des freien Raums oder Volumens Im Inneren der ersten Umschließung entweder auf einem hohen Vakuum
oder dem atmosphärischen Druck gehalten werden.
Gemäß Fig. 1 unterteilt eine Membran 127 aus Stahl jede Pumpenzelle in zwei Kammern. Die Membran 1st
mit abdichtender Wirkung mit dem Pumpengehäuse und der Auskleidung der Zelle verschweißt, um die den
Motor enthaltende obere Kammer 125 abzugrenzen.
Die aus Stahl bestehende Auskleidung der Motorkammer 125 ist mit abdichtender Wirkung mit einem
tellerförmigen Abschlußteil 128 verschweißt. Dieses so Abschlußteil kann leicht ausgeschnitten werden, so daß
es möglich ist, den betreffenden Pumpenmotor über eine unmittelbar darüber angeordnete öffnung auszuwechseln.
Nach der Erneuerung der Pumpe wird das tellerförmige Kopfstück 128 wieder eingeschweißt.
Die vier Reaktorgefäß-Nachfüllbehälter 114 und die vier Überflutungsbehälter 117 enthalten gelöstes Neutronengift.
Der Inhalt dieser Behälter wird mit Hilfe mechanischer Kühleinrichtungen auf einer tiefen
Temperatur gehalten. In drei beliebigen Nachfüllbehältern 114 wird eine Flüssigkeitsmenge bereitgehalten, die
ausreicht, um das Reaktorgefäß 102 beim Nachfüllen nach dem Auftreten eines Kühlmittelverlustes zum
Überlaufen zu bringen.
Die Überflutungsbehälter 117 enthalten eine Flüssigkeitsmenge, die ausreicht, um das freie Volumen der
ersten Umschließung bis zu einem Niveau zu füllen, das höher liegt als jede Rohrbruchstelle, die bei der
primären Kühlanlage entstehen könnte. An den unteren Enden der Cberflutungsbehälter 117 sind aufreißbare
Scheiben 12!> vorhanden. Unmittelbar über jeder aufreißbaren Scheibe Ist ein Rohrabschnitt 130 angeordnet,
der als Diffusor zur Wirkung kommt, um den Dampf mit Überflutungsflüsslgkelt abzuschrecken,
während bei einem Kühlmittelverlust Dampf überströmt.
In Leitungen 131, die an die oberen Enden der Überflutungsbehälter
117 angeschlossen sind, sind Überdruckventile eingeschaltet. Wird beim Auftreten eines
Überdrucks Flüssigkeit durch diese Überdruckventile abgeführt, wenn ein Kühlmittelverlust auftritt, wird das
Kühlmittel zu einem Tiefbrunnen 20L abgeleitet.
An allen tiefliegenden Punkten der ersten Umschließung sind Entleerungsleitungen mit zwei In Reihe
geschalteten Absperrventilen und einer Wasserabdichtungseinrichtung angeordnet, und zwar bei den
Dampferzeugerzellen, bei der unteren und der oberen Kammer der das Reaktorgefäß enthaltenden Zelle sowie
bei den oberen und unleren Kammern der Zellen, in denen sich die Pumpen für das Reaktorkühlmittel
befinden. Alle diese Entleerungsleitungen führen zu einem Lecküberwachungsbehälter. Die oberen
Kammern der Pumpenzellen sind hierbei an einen gesonderten Behälter angeschlossen. Die beiden Behälter
sind ihrerseits mit einem Raum zum Lagern radioaktiver Abfallstoffe verbunden.
Diese Entleerungsleitungen können benutzt werden, um die Anlage nach dem Auftreten eines Kühlmittellecks
wieder betriebsfähig zu machen. Nachdem der gesamte Kernbrennstoff aus dem Reaktorgefäß In die
Räume zum Lagern von Kernbrennstoff überführt worden ist, wird die Überflutungsflüsslgkelt, mit
welcher die erste Umschließung überflutet worden ist, über den Lecküberwachungsbehälter allmählich abgezogen,
woraufhin die Flüssigkeit mit Hilfe einer Einrichtung zum Verarbeiten flüssiger radioaktiver Abfallstoffe
behandelt wird. Nachdem die gesamte Überflutungsflüssigkeit
abgezogen worden Ist, kann man die aus Stahl bestehenden Innenflächen der ersten Umschließung
besprühen, wozu man die Dampfleitungen benutzt, die In erster Linie ?u dem Zweck vorhanden
sind, die atmosphärische Luft auszutreiben und die Anlage für die normale Ingangsetzung des Reaktors
vorzubereiten. Nach der Durchführung mehrerer Arbeitsgänge zum Aufspritzen von Entgiftungslösungen
zum Abwaschen der möglicherweise radioaktiven Flächen kann die Anlage in einem begrenzten Ausmaß
zugänglich gemacht werden, um die Entgiftung vollständig durchzuführen. Nach der Durchführung dieser
Entgiftung kann man den durch den Verlust an Kühlmittel hervorgerufenen Schaden abschätzen und die
Instandsetzungsarbejten durchführen, die erforderlich
sind, um die Anlage wieder in einen Zustand zu bringen,
bei dem mit dem Leistungsbetrieb fortgefahren werden kann.
Die Umschließung 201 des Tiefbrunnens ist mit in hohem Maße boriertem Wasser gefüllt, bei dem die
Borkonzentration derjenigen des Reaktorkühlmittels während der Arbeiten zum Beschicken mit neuem
Kernbrennstoff gleichwertig ist. Nach dem Abstellen des Reaktors zum Zweck des Einbringens von neuem
Kernbrennstoff wird das borhaltige Wasser aus dem Tiefbrunnen zu dem Raum 202 für die Beschickung mit
Kernbrennstoff gepumpt. Nach der Beendigung der Beschickungsarbeiten wird das borhaltige Wasser aus
dem Raum 202 wieder zu dem Tiefbrunnen abgelassen.
Der Tiefbrunnen weist eine Innere Zone 203 und eine
äußere Zone 204 auf. die gemäß Flg. 1 durch einen
damit konzentrischen Z>linder 205 aus Stahl getrennt sind, welcher sich vwi einem Punkt nahe dem Boden
des Tiefbrunnens aus bis zu einem Punkt erstreckt, der etwas höher liegt als der normale Stand des borhaltlgen
Wassers während des Betriebs. Die äußere Zone 204 dient als Wärmesenke für ein eine hohe Temperatur
aufweisendes Fluid, das direkt an den Tiefbrunnen abgegeben wird, z. B. beim Abblasen eines zu hohen
Drucks aus der Druckerzeugungseinrichtung der Kühlanlage für den Reaktor, aus den Dampferzeugern,
aus dem ersten oder dem zweiten Schutzbehälter oder aus sekundären Umschließungen.
In der Inneren Zone 203 des Tiefbrunnens dient das
borhaltige Wasser als Wärmeübertragungsmedium für die Zerfallswärme während der auf einen Verlust an
Kühlmittel folgenden Zeltspanne. Diese Wärme wird durch das borhaltige Wasser aus dem primären Schutzbehälter
an den Kühlteich abgegeben. In der inneren Zone unterteilt ein Leitorgan 206 diese Zone In zwei
Ringkanäle. In dem inneren Kanal sind Kühlrohre 207 angeordnet, die an Leitungen 208 angeschlossen sind,
welche sich von den Zellen für die Rohrleitungen der
Reaktorkühlanlage aus zu der unteren Kammer des das Reaktorgefäß 102 enthaltenden Zelle 101 erstrecken.
Die biologische Abschirmung unter dem Reaktorgefäß 102 ist abgestuft und mit einem durchströmbaren
Ringraum versehen. Dem äußeren Ringkanal sind Kühlrohrschlangen 209 zugeordnet, die an Leitungen
210 angeschlossen sind, welche zu einem Im Freien
befindlichen Kühltelch führen.
Bei einem Verlust an Kühlmittel füllt sich die das Reaktionsgefäß enthaltende Zelle 101 mit dem von dem
Reaktor abgeblasenen Kühlmittel, der aus den Nachfüllbehältern überlaufenden Flüssigkeit sowie mit der von
den Überflutungsbehältern abgegebenen Flüssigkeit. Die Wärmezirkulation In den Kühlrohren 207 bewirkt, daß
fühlbare Wärme an das borhaltige Wasser In dem Tiefbrunnen abgegeben wird. Die thermische Zirkulation
des Wassers In dem Tiefbrunnen bewirkt Ihrerseits, daß die fühlbare Wärme auf das Wasser In dem Kühltelch
übertragen wird, das auf thermischem Wege veranlaßt wird. In den Kühlrohrschlangen 209 zu zirkulieren.
Die Kühlrohrschlangen dienen ferner dazu, die fühlbare
Energie zu übertragen, die unmittelbar In die äußere Zone 204 des Tiefbrunnens überführt wird,
wenn die Reaktoranlage bei einem Überdruck abbläst oder wenn die Dampferzeuger durch einen zu hohen
Druck zjm Abblasen veranlaßt werden. Die thermische Zirkulation des Wassers In dem Tiefbrunnen durch die
Kühlrohrschlangen 209 bewirkt dann, daß die Wärme auf das Wasser des Kühlteichs übertragen wird.
Der Tiefbrunnen Ist mit Wänden aus bewehrtem
Beton versehen, die während des Reaktorbetriebs einen zusätzlichen biologischen Schutz bieten. Der Tiefbrunnen
Ist mit Stah'blech 211 ausgekleidet, und In diesem
kann während des normalen Reaktorbetriebs ein hoher Unterdruck aufrechterhalten werden.
Sekundäre Schutzumschließungen 212 sind gemäß
Fig. 1 unmittelbar über den Zellen 125 angeordnet, welche die Pumpen für das Reaktorkühlmittel enthalten.
Mannlöcher 213 mit verschraubten Doppelflanschen ermöglichen es, die Kammern 125, In denen sich
die Pumpenmotoren befinden, zur Durchführung von Nachprüfungen, Untersuchungen und Wartungsarbeiten
zugänglich zu machen. Die benötigten Rohrleitungen, elektrische Leitungen und Steuerleitungen erstrecken
sich von den Motorkammern aus durch besondere Durchbrüche der Umschließung oberhalb der Pumpenmotoren
126.
Den Motorkammern 212 wird Luft oder eine Inerte
Gasatmosphäre über Rohrleitungen von der darüber liegenden Umschließung aus zugeführt. Sollen die
Motorkammern für Personal zugänglich gemacht werden, wird ihnen Luft zugeführt. Um den Betrieb des
Reaktors zu ermöglichen, wird die Luft durch ein Inertes Gas ersetzt. Das Inerte Gas verbessert nicht nur die
Übertragung von Wärme von den Pumpenmotoren zu dem in dem Ringraum enthaltenen Fluid, sondern es
verhindert auch ein anderenfalls mögliches Verbrennen der elektrischen Leitungen für Meßgeräte und der Steuerleitungen.
Außerdem bietet das inerte Gas einen Schutz gegen ein Verbrennen des Schmieröls der
Pumpenmotoren sowohl während des normalen Betriebs als auch bei einem Verlust an Kühlmittel. Zur Verhütung
von Betriebsunfällen sind die Kammern für die Pumpenmotoren mit einer Panzerung 214 versehen, die
einen Schutz gegen umherfliegende Teile der Schwungräder der Pumpen für den Fall bietet, daß die Pumpen
beschädigt werden.
Gemäß Flg. 3 Ist eine sekundäre Schutzumschließung 215 unnv telbar über der Zelle 107 angeordnet, in
der sich die Einrichtung zum Erhöhen des Drucks befindet. Ein Mannloch 216 mit verschraubten Doppelflanschen
ermöglicht es, die Zelle 107 zur Durchführung von Prüf-, Untersuchungs- und Wartungsarbellen
zugänglich zu machen. Die benötigten Rohrleitungen sowie die elektrischen Leitungen für Meß- und Regelgeräte
erstrecken sich von der Zelle 107 aus durch besondere Durchbrüche zu der zweltei. umschließung 215.
Die der Druckerhöhungseinrichtung 108 zugeordneten,
mit Sicherheitsventilen versehenen Rohrleitungen 217 sind gemäß Flg. 3 so angeordnet, daß die Ventile
zur Wartung von einer unmittelbar über dem Mannloch 216 angeordneten Plattform aus zugänglich sind. Die
Abgabeleitungen, die sich an die Sicherheitsventile anschließen, verlaufen über besondere, sie umschließende
Durchbrüche 228 zu dem Tiefbrunnen 201.
Die Zelle zum Aufnehmen der Rohrleitungen, welche die Reaktorkühlanlage mit der Druckstelgerungselnrlchtung
108 verbinden, ermöglichen es, den freien Raum Innerhalb der Zellen 107 unter einem hohen Unterdruck
zu halten. Wenn bei abgestelltem Rep.ktor der primäre Schutzbehälter mit Luft unter atmosphärischem Druck
gefüllt ist, ermöglicht es die Rohrleitungszelle, für das Personal die benachbarten Einrichtungen zugänglich zu
machen, d. h. die Dampferzeuger, die Pumpengehäuse, die Behälter zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes, die
Überflutungsbehälter und das Reaktorgefäß 102.
Gemäß Flg. 3 Ist unmittelbar über der Zelle 109, in
der sich der regenerative Wärmetauscher befindet, eine zweite Schutzumschließung 218 angeordnet. Hierzu
gehört ein Mannloch 219 mit verschraubten Doppelflanschen, über das die Umschließung für den regenerativen
Wärmetauscher zugänglich Ist, damit Prüf-, Untersuchungs- und Wartungsarbeiten durchgeführt werden
können.
Rohrverbindungen zwischen dem regenerativen Wärmetauscher und dem nlchtregenerallven Wärmetauscher
erstrecken sich durch die sekundäre Umschließung. Die elektrischen Leitungen für Meß- und Steuereinrichtungen
erstrecken sich von der Zelle 109 aus ebenfalls durch besondere Durchbrüche zu der zweiten
Umschließung 218.
Eine Rührleiiungszelle. die die Reaktorkühlanlage mit
dem regenerativen Wärmetauscher HO verbindet, bewirkt, daß der freie Raum In dieser Zelle auf dem
gleichen Druck gehalten wird wie die übrigen freien Räume in der ersten Umschließung. Diese Rohrleitungszel'e,
welche auf der von der Zelle 107 für die Druckstelgerungseinrlchtunj abgewandten Seite der
Zelle 101 für das Reaktorgefäß angeordnet ist, ermöglicht
es, bei abgestelltem Reaktor die benachbarten Einrichtungen zugänglich zu machen; hierzu gehören
die übrigen Dampferzeuger, Pumpengehause, Nachfüllbehälter für das Reaktorgefäß, Überflutungsbehälter
und das Reaktorgefäß selbst.
Die sekundären Umschließungen oberhalb der Pumpen für das Reaktorkühlmittel sind gemäß F i g. 1
über Abdeckungen 220 zugänglich. Ein unbefugtes is Öffnen der ersten Umschließung wird dadurch unmöglich
gemacht, daß ein hoher Unterdruck zwischen den verschraubten Doppelflanschen im Bereich der Mannlöcher
an den Eingängen zu den Zellen vorhanden 1st.
Bleibt der Reaktor während einer längeren Zelt abgestellt, Ist es für das Personal möglich, die primäre
Schutzumschließung zur Durchführung von Nachprüfungs- und Wartungsarbeiten zugänglich zu machen.
Bevor dies geschieht, wird der freie Raum Innerhalb der
Umschließung über Hochlelstungsfllter und Betten aus Aktivkohle durchgespült. Zwischen den Unterdruckleitungen
der primären Umschließung und der zugehörigen Belüftungsanlage werden Rohrstutzen eingebaut,
um zum Zweck der Ventilation eine Verbindung zur Atmosphäre herzustellen.
Im Vergleich zum bisherigen Stand der Technik führt die Verringerung des Rauminhalts und der hohe Unterdruck
In der primären Umschließung zu einer erheblichen, über einem Faktor von 400 liegenden Verringerung
der Luftmasse, die Gammastrahlung abgebende radioaktive Teilchen enthält und aus der Umschließung
nach außen herausgespült werden muß, wenn der Reaktor abgestellt wird, um Ihn mit Kernbrennstoff zu
beschicken und/oder andere Wartungsarbeiten auszuführen. Der Betrieb unter einem hohen Vakuum nach
einem vorbereitenden Durchspülen mit Dampf führt praktisch zu einer Beseitigung der noch vorhandenen
Luft, die einer Aktivierung durch Neutronen ausgesetzt Ist, welche aus dem Reaktorgefäß entweichen und In
der Atmosphäre innerhalb der Umschließung dazu führen, daß Argon 41, Sauerstoff 19, Stickstoff 16 und
Tritium entstehen.
Die In Flg. 3 gezeigte sekundäre Umschließung 221
dient als Rohrleitungstunnel und Venillstatlon für Rohrleitungen, die an die Dampferzeuger In den zügehörigen
Zellen angeschlossen sind. Hierzu gehören Dampfleitungen 222 und Speisewasserleitungen 223.
Diese Rohrleitungen treten aus dem. Tunnel 221 nach Flg. 3 über einen A.isatz der runden Rohrleitungsumschließung aus. Gemäß Flg. 2 sind Zwischenwände
224 vorhanden, durch die hierdurch die betreffenden
Rohrleitungen aus dem Reaktorgebäude nach außen geführt sind. Von der sekundären Umschließung 221
aus erstrecken sich Ventllatlonsrohrleltungen 225 zu
dem Tiefbrunnen 204. Diese Ventilationsleitungen schützen den Rohrtunnel 221 gegen einen zu hohen
Druck für den Fall eines Aufrelßens einer Dampfvertellungslelu.
κ. Diese Ventilalionsleltungen haben In
senkrechter Richtung gemäß Flg. 7 eine solche Länge, daß sie nach Art von Teilen eines U-Rohr-Barometers
zur Wirkung kommen.
Gemäß Fig. 6 sind auch Unterdruckleitungen 226,
die an den primären Schutzbehälter angeschlossen sind.
in dem Rohrtunnel 221 verlegt. Gemäß Fig. 2 sind Dampfinjektoren 227 mit barometrischen Schenkeln
und Vakuumpumpen vorhanden, die an die Vakuumleitungen 226 angeschlossen sind, welche aus den die
Dampferzeuger enthaltenden Zellen herausgeführt sind. Diese Einrichtungen sind in einem Hilfseinrichtungen
aufnehmenden Schacht untergebracht, der einen Bestandteil des Reaktorgebäudes bildet.
Gemäß Flg. 2 sind in die Dampf- und Speisewasserleitungen
in einer Erweiterung des Rohrtunnels 221 Absperrventile 229 eingeschaltet. Die Unterdruckleitungen
sind auf ähnliche Weise mit Absperrventile ausgerüstet.
Gemäß Flg. 6 sind Sicherheitsventile und Schnellablaßventile
In Abzweigleitungen 230 der Dampfleitungen 222 eingeschaltet und In dem Rohrtunnel 221 auf
zweckmäßige Welse verteilt. Die Abgabeleitungen für diese Ventile führen zu dem Tiefbrunnen 201.
Gemäß Flg. 6 sind für das Personal benutzbare Schleusen 231 vorhanden, mittels welcher der Rohrtunnel
221 zugänglich gemacht werden kann. Diese Schleusen 231 sind höher angeordnet als der Boden des
Rohrtunnels 221. Wenn Innerhalb der Umschließung 221 ein Rohrbruch auftritt, wird die gesamte Flüssigkeit
in dieser Umschließung zurückgehalten, und der entstehende Dampf wird über Rohrleitungen 225 (F i g. 6) an
den Tiefbrunnen 201 abgegeben.
Eine Schutzwirkung wird auch durch das Reaktorgebäude
301 hervorgerufen, das so ausgebildet ist, daß In Ihm während des normalen Betriebs ein geringer Unterdruck
herrscht. Die Zellen der ersten Umschließung sind zusammen mit den zugehörigen sekundären
Umschließungen, den mit niedrigem Druck arbeitenden Hilfseinrichtungen, den Einrichtungen zum Beseitigen
radioaktiver Abfallstoffe, den Räumen zum Einbringen von Kernbrennstoff und den Einrichtungen zum Betreiben
des Reaktors sämtlich Im Inneren des Reaktorgebäudes untergebracht.
Das Reaktorgebäude hat gemäß Flg. 4 bis 6 einen kreisrunden Grundriß und besteht aus Stahlbeton. Das
Gebäude besitzt ein Dach 302, das von den Außenwänden des Gebäudes, den vier Dampferzeugerzellen 103,
den vier Zellen 113 für die Nachfüllbehälter und die
vier Zellen 116 für die Überflutungsbehälter getragen
wird.
Eine Krananlage 303 von rechteckiger Grundrißform wird ebenfalls von der Umfassungswand des Reaktorgebäudes
und den Dampferzeugerzellen getragen. Gemäß Flg. 3 bilden nach außen zurückspringende Aussparungen
der betreffenden Zellen Plattformen zum Aufnehmen von Kranlaufschienen 304.
Außerhalb des runden Teils des Reaktorgebäudes sind zwei zum Aufnehmen von Hilfseinrichtungen
bestimmte Schächte vorhanden, die jedoch mit dem eigentlichen Gebäude zusammenhängen und die gleiche
Festigkeit aufweisen. Gemäß Flg. 2 ist auf der Nordseite der Anlage ein Schacht 305 zum Aufnehmen von
Wasserleitungen angeordnet. Diesem Schacht 305 diametral gegenüber 1st ein weiterer Schacht 306 für
Hilfseinrichtungen vorhanden. Zu den mit Wasser gespeisten Einrichtungen gehören die zum Kühlen
bestimmter Teile dienenden Wärmetauscher, die Pumpen sowie die Speisewasserpumpen. Außerdem
enthält der Schacht 305 gemäß Flg. S einen Personenaufzug
307 und ein Treppenhaus 308.
In den Schacht 306 für Hilfseinrichtungen Ist ein
Lastenaufzug 309 vorhanden, und außerdem enthält dieser Schacht ein zweites Treppenhaus 308 sowie
verschiedene Bedienungs- und Hilfseinrichtungen.
Das Reaktorgebäude 1st über die Personalschleuse 310
zugänglich, die gemäß Fig. 4 dem Schacht 305 für die
Wasserleitungen zugeordnet ist. Gemäß Fig.4 ist das Reaktorgebäude außerdem fiber eine Schleuse 311 zum s
Einbringen von Geräten zugänglich. Diese Schleuse bildet einen Bestandteil des Schachtes 306.
Für die verschiedenen Einrichtungen sind drei Stockwerke
oder Niveaus vorhanden, die durch Zwischenböden aus bewehrtem Beton voneinander getrennt sind.
Besondere Durchbrüche dienen zum Aufnehmen sämtlicher Rohrleitungen, der elektrischen Leitungen, der
Meß- und Steuerleitungen usw., die sich zwischen den verschiedenen Stockwerken erstrecken und aus dem
Reaktorgebäude herausgeführt sind. Zwischen den is verschiedenen Stockwerken sind keine Durchlässe für
Personal Im Inneren des Reaktorgebäudes vorhanden, sondern die verschiedenen Stockwerke sind Ober die
Aufzugsschächte zugänglich. In jedem Stockwerk sind mechanisch miteinander verriegeile Doppeltüren 310
vorhanden, so daß das Gebäude von den Personenaufzügen aus für Personal zugänglich Ist. Die Geräteschleusen
311 ermöglichen es, In jedem Stockwerk eine Verbindung zwischen den Lastenaufzügen und dem
Reaktorgebäude herzustellen.
In jedem Stockwerk sind gesonderte Einrichtungen zum Heizen, zum Belüften und zum Klimatisieren der
Luft vorhanden. Diese Einrichtungen sind so ausgebildet, daß sie die Luft ständig umwälzen, wobei die
Menge der verwendeten Ergänzungsluft möglichst klein gehalten wird. Alle diese Einrichtungen sind so ausgebildet,
daß sie es ermöglichen. Im Bereich der betreffenden
Geräte einen geringen Unterdruck aufrechtzuerhalten. Alle radioaktiven Stoffe, die zufällig freigegeben
werden und In einen Geräte enthaltenden Raum gelangen,
werden unter geregelten Bedingungen über Hochlelstungsfllter
und Betten aus Aktivkohle abgeführt, nachdem eine ausreichende Zerfallsperlode abgelaufen
Ist.
Gemäß der Erfindung wird auf eine zweckmäßige
Ausnutzung des freien Raums geachtet, der Innerhalb des Reaktorgebäudes die »Reaktorinsel« umgibt. Gemäß
Flg. 4 und 5 sind Räume für das Beschicken des Reaktors
mit Kernbrennstoff vorhanden. Der gemäß Fig. 6 vorhandene freie Raum dient zum Unterbringen von
nicht durch Radioaktivität gefährdeten Einrichtungen, und er kann zur Durchführung von Wartungsarbeiten
benutzt werden. Elektrische Kabel sowie Meß- und Steuerleitungen sind von der Kammer 121 aus. In der
sich die Einrichtung zum Antreiben der Brennstoffstäbe befindet, durch Stahlrohre zu dem Stockwerk nach
Fig. 6 nach oben geführt; diese Stahlrohre sind in den Beton eingegossen, der die Basis des Raums 202 zum
Beschicken des Reaktors mit Brennstoff sowie die Basis der Räume 313 und 314 (Flg. 2) zum Aufnehmen von
verbrauchtem Kernbrennstoff bildet. Auf entsprechende Welse sind elektrische Kabel sowie Meß- und Steuerleitungen
aus den Umschließungen oberhalb der Pumpenzellen 212, über der Zelle 215 für die Drucksteigerungseinrichtung
und oberhalb der Zelle 218 für den regene- ω ratlven Wärmetauscher über Stahlrohre herausgeführt,
die in den Beton eingegossen sind und sich zu dem
dritten Stockwerk erstrecken. Der aus Flg. 7 ersichtliche freie Raum dient zum Aufnehmen von Reaktorhllfseinrlchtungen
und Bedienungseinrichtungen, und zwar einschließlich der Einrichtungen zum Handhaben
von Chemikalien, von lonenaustauschkolonnen, Kühleinrichtungen zum Abstellen des Reaktors, mit
Borsäure arbeitender Einrichtungen sowie weiterer Einrichtungen, bei denen eine Gefährdung durch
Radioaktivität nicht auszuschließen ist. Die Rohrleitungen, welche diese Einrichtungen mit der Reaktorkühlmittelanlage
über die sekundären Umschließungen verbinden, sind in rohrförmigen Umschließungen
verlegt, die In Beton eingegossen sind. Die genannten freien Räume dienen ferner zum Lagern von radioaktiver
Flüssigkeit sowie zum Unterbringen der Einrichtungen zum Handhaben radioaktiver Abfallstoffe. Hierzu
gehören Einrichtungen zum Behandeln gasförmiger und flüssiger radioaktiver Stoffe. Außerdem ist ein Raum
zum Lagern fester radioaktiver Stoffe vorhanden.
Gemäß Fig.4 gehören zu der Zone zum Beschicken
des Reaktors mit Kernbrennstoff der Raum 202 zum
Einbringen von Brennstoff, der Raum 313 zum Aufnehmen verbrauchten Brennstoffs sowie ein Bereitschaftsraum 314. Tore 315, die zu beiden Selten des Raums
zum Einbringen von Brennstoff angeordnet sind, trennen die Räume 313 und 314 von dem Raum 202. Die
Räume 202, 213 und 314 sind mit Wasser gefüllt, das In
hohem Maße mit Bor angereichert ist.
Soll der Reaktor zum Zweck des Beschlckens mit Brennstoff abgestellt werden, wird das borhaltlge
Wasser aus dem den Reaktor enthaltenden Raum in Behälter abgelassen, die In dem Lagerraum für borhaltiges
Wasser vorhanden sind. Nachdem der angeflanschte Dom 121 abgenommen worden Ist, wird der angeflanschte
Kopf 124 des Reaktorgefäßes 102 zum Abnehmen bereitgemacht. Die den Reaktor enthaltende
Kammer wird von dem Tiefbrunnen 201 aus mit dem borhaltlgen Wasser gefüllt, während der Kopf 124 des
Reaktorgefäßes entsprechend dem Ansteigen des Wasserspiegels angehoben wird.
Gemäß Flg. 2 Ist ein Raum 316 zum Bereithalten
von neuem Kernbrennstoff auf zweckmäßige Weise angeordnet. Nach der Beendigung der Beschickungsarbeiten
wird der Kopf des Reaktorgefäßes wieder auf das Reaktorgefäß abgesenkt, während das borhaltlge Wasser
aus der Zelle 101 abgeleitet wird, um den Tiefbrunnen
204 wieder zu füllen. Nachdem der Kopf des Reaktorgefäßes und der Dom 121 wieder eingebaut worden sind,
wird das borhaltige Wasser aus den Lagerbehältern für
das borhaltlge Wasser In die Reaktorzelle 101 zurückgepumpt.
Bei der erneuten Ingangsetzung des Reaktors, bei der das Reaktorkühlmittel erwärmt wird, wird das
überschüssige Wasser aus dem Reaktorteil abgeleitet und In den Behältern zum Speichern von borhaltigem
Wassser gelagert, bis es einer Behandlung unterzogen wird.
Der Raum 313 für verbrauchten Kernbrennstoff und der Bereitschaftsraum 314 sind Insgesamt so bemessen,
daß sie mindestens 1-2/3 Brennstoff-Füllungen für den Reaktor aufnehmen können. Der Raum 313 für
verbrauchten Brennstoff wird bei den normalen
Beschickungsarbeiten benutzt, während der Bereitschaftsraum 314 dann benutzt wird, wenn der gesamte
Brennstoffvorrat aus dem Reaktorkern entfernt werden soll.
Der Raum 313 für verbrauchten Brennstoff Ist mit
einer Ihm benachbarten eingegossenen Grube 317 durch einen Kanal verbunden. In den ein Schieber 315 eingebaut
Ist. Die Grube 317 kann entleert und als Entgiftungsgrube
benutzt werden, nachdem der verbrauchte Brennstoff In einen Versandbehälter eingeschlossen
worden Ist. Nach dem Entgiften wird der Versandbehälter
aus dem Reaktorgebäude auf Schienen laufend nach dem Öffnen von Türen 334 (Flg. 4) entfernt. Es Ist ein
nicht dargestellter Gleisanschluß vorhanden, der sich durch die öffnungen der Toren 334 in das Reaktorgebäude
hinein erstreckt.
Gemäß Fig. 4 sind dem Beschickungsraum 202 und den Brennstoffräumen 313 und 314 Übsrlaufieltungen s
318 zugeordnet, die dazu dienen, eine bestimmte Standhöhe der Flüssigkeit aufrechtzuerhalten. Die entweichende
Flüssigkeit wird zu Behältern in der Zone zum Lagern des borhaltigen Wassers geleitet.
Auf der Beschickungsebene ist gemäß Fig.4 eine fahrbare Drücke 319 vorhanden, mittels welcher der
verbrauchte Brennstoff gehandhabt und der Reaktor mit neuem Brennstoff beschickt werden kann. Es ist auch
möglich, jedem der drei genannten Räume eine solche fahrbare Brücke zuzuordnen. is
In der Reaktorzelle 202 ist genügend Raum vorhanden, so daß der Kernbehälter 320 des Reaktors und die
Einbauteile 321 des Reaktors unter Wasser gelagert werden können, während neuer Brennstoff eingebracht
wird; der Dom 121 und das Kopfstück 124 des Reaktorgefäßes werden In einer Ablagezone gelagert, die durch
die Panzerung gebildet wird, welche vor dem Beschikkungsvorgang aus dem Raum über dem Beschickungsraum 202 in den Bereitschaftsraum 314 überführt
worden Ist.
Für jeden der drei genannten Räume Ist eine thermische
Konvektionskühlung vorgesehen, damit die Spaltungs- oder Zerfallswärme beseitigt werden kann, die in
dem betreffenden Raum von dem verbrauchten Brennstoff abgegeben wird. Gemäß Fig. 4 sind paarweise
angeordnete Rohrleitungen 322 vorhanden, die mit dem Kühltelch in Verbindung stehen und sich bei jedem
Behälter In senkrechter Richtung erstrecken. Gemäß Flg. 4 sind waagerecht angeordnete Kühlrohre mit breiten
Rippen 323 vorhanden, welche die mit dem Kühlteich
verbundenen Einlaß- und Auslaßleitungen miteinander verbinden. Um die thermische Zirkulation zu
verstärken, weisen die Kühlrohre vom Einlaß In Richtung
auf den Auslaß einen geringen Anstieg auf. Die zu dem Kühlteich führenden Rückleitungen sind außerdem
höher angeordnet als die Leitungen, mittels welcher Wasser aus dem Kühltelch den Leitungen zum
Kühlen der drei genannten Räume zugeführt wird. Jedem der drei Räume Ist ein Umlenkorgan 324 zugeordnet,
das den Kühlrohren benachbart Ist. Die Umlenkorgane liegen den Kühlrohren gegenüber und
erstrecken sich nahezu über die ganze Höhe der betreffenden
Räume, d. h. von einem Punkt nahe dem Boden des betreffenden Raums bis zu einem Punkt, der etwas
tiefer liegt als die Standhöhe des borhaltigen Wassers. Das Wasser In dem betreffenden Raum, das sich In
dem Kanal zwischen dem Umlenkorgan und der Wand des Raums befindet, wird gekühlt, und die hierdurch
hervorgerufene Vergrößerung des spezifischen Gewichts des Wassers bewirkt, daß eine thermische Umwälzung
>·> stattfindet.
Die Standhöhe des Wassers In dem Kühltelch Ist
höher als diejenige des borhaltigen Wassers In den genannten Räumen. Die Wasserdichtigkeit wird
dadurch überwacht, daß die Konzentration des Bors In
dem Wasser In den genannten Räumen von Zelt zu Zelt durch eine Analyse ermittelt wird.
Gemäß Flg. 4 sind normalerweise In der geöffneten
Stellung verriegelte Absperrventile 322 vorhanden, damit die Kühleinrichtung überwacht werden kann.
Nach dem Schließen dieser Ventile und nach dem Lösen der Flansche an den Leitungen, die über dem
Wasserspiegel In den genannten Räumen liegen. Ist es
möglich, die Kühleinrichtung aiizuheben und sie zu
überprüfen und zu reinigen. Da das Wasser in den genannten Räumen ein großes Wärmeaufnahmevermögen
besitzt, steht für solche Wartungsarbeiten genügend Zelt zur Verfügung, ohne daß eine Überhitzung der
genannten Räume zu befürchten ist. Man kann die Räume 313 und 314 für verbrauchten Brennstoff mit
durchsichtigen Abdeckungen versehen, um das Verdampfen von trltiumhaitigem Wasser zu verhindern,
solange keine Beschickungsarbeiten im Gange sind. Außerdem ist eine als Panzer wirkende Abschirmung
über dem Raum 202 zum Beschicken des Reaktors mit Brennstoff angeordnet; diese Abschirmung wird beim
Leistungsbetrieb des Reaktors benutzt, um die Reaktorkühlanlage zu schützen.
Flg. 6 und 7 lassen die Tragkonstruktion für den Reaktorteil erkennen. Hierzu gehören ein Fundament
325, welches das Reaktorgefäß 102 trägt, sowie eine bewehrte Betonkonstruktion, die dem Brennstoffbeschickungsraum
202 zugeordnet 1st. Die zylindrische bewehrte Betonwand 32fi, die den Tiefbrunnen 201
umschließt, das Fundament 327 für Geräte, und die zylindrische Wand 328 des Reaktorgebäudes aus
bewehrtem Beton bilden eine Tragkonstruktion für sämtliche Zellen der Schutzvorrichtung sowie die darin
angeordneten Teile.
Innerhalb der Schutzzellenkonstruktion 120 aus Beton nach Flg. 3 sind miteinander abwechselnde Kanäle
ausgebildet, über welche die primären Schutzzellen zugänglich sind, und zwar zusätzlich zu dem Mannloch
216 der Zelle 107 für die Drucksteigerungseinrichtung und dem Mannloch 219 der den regenerativen Wärmetauscher
enthaltenden Zelle 109. Die den Tiefbrunnen 204 zugänglich machenden Schächte 232 nach Flg. 6
weisen gemäß FI g. 5 Mannlöcher 233 auf, über welche
die vier Dampferzeugerzellen 103 unmittelbar zugänglich sind. In den Schächten 232 sind nicht dargestellte
Treppen angeordnet, um den Zutritt über die Mannlöcher 233 zu erleichtern.
Die Zugangsschächte 232 nach Flg. 5, 6 und 7 dienen nicht nur als Zugänge zu der primären
Umschließung und dem Tiefbrunnen, sondern sie haben weitere Aufgaben zu erfüllen. Während des
Reaktorbetriebs dienen die mit Stahl ausgekleideten Schächte, wilche sich In die Flüssigkeit In dem Tiefbrunnen
hinein erstrecken und In einem Abstand von einigen Fuß zu je etwa 300 mm vom Boden des Tiefbrunnens
enden, wie es aus Flg. 3 ersichtlich Ist, dienen als Entleerungsleitungen für die zahlreichen
Slcherhelts- und Überdruckventile, die zu der Reaktorkühlanlage, der Sekundärseite der Dampferzeuger sowie
der ersten und der zweiten Schutzumschließung gehören. Die mit Sicherheitsventilen ausgerüsteten Rohrleitungen
217 der Druckstelgerungselniichiung nach
Flg. 3 erstrecken sich über einen Durchbruch 228 zu dem benachbarten Zugangsschacht 232. Auf den Behältern
114 zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes sind Überdruckventile 141 angeordnet, die entsprechend der
Dampfmenge bemessen sind, welche von der Sekundärseite der Dampferzeuger abgeblasen wird, und die durch
einen der Zugangsschächte 232 mit dem Tiefbrunnen verbunden sind. Die Überdruckventile, welche In die
Rohrleitungen 131 eingeschaltet sind, die von den oberen Enden der Überflutungsbehälter 117 ausgehen,
stehen ebenfalls mit den Zugangsschächten In Verbindung und dienen dazu, den primären Schutzbehälter
gegen einen zu hohen Druck zu schützen. Auch ein Überdruck der Flüssigkeit in dem Ringraum zwischen
dem ersten und dem zweiten Schutzbehälter kann durch e i Verbindung beseitigt werden, die über die
Zugangsschächte zu dem Tiefbrunnen führt.
Gemäß Flg. 2 sind Zugangstunnel 329 an den oberen
Enden der stehend angeordneten Zellen vorhanden, um die Slcherheits- und Überdruckventile zugänglich zu
machen, welche oberhalb der zu schützenden Teile angeordnet sind. Die Tunnel 329 sind über dicht
verschlossene Türen 330 und Treppen 331 (Flg. 4) leicht zugänglich. Gemäß Flg. 5 sind dicht verschlossene
Durchbrüche 332 vorhanden, die sich von den
genannten Tunneln aus nach unten zu den bestimmten Einrichtungen enthaltenden Räumen erstrecken. Die
Tunnel 329 sind dadurch gegen einen zu hohen Druck geschützt, daß Belüftungskanäle vorhanden sind, die zu is
dem Tiefbrunnen führen.
Das Reaktorgebäude kann mit sämtlichen Inneren Betonkonstruktionen fertiggestellt werden, bevor die
Teile der Reaktorkühlanlage an der Baustelle angeliefert werden. Zum Errichten der bewehrten zylindrischen
Betonkonstruktionen Im Inneren, die das Reaktorgebäude
bilden, kann man Gleitschalungen benutzen. Zusätzlich zu den öffnungen, die In sämtlichen Stockwerken
zu dem Reaktorgebäude führen, um die betreffenden Einrichtungen für das Personal zugänglich zu
machen, wird auch das Dach des Reaktorgebäudes mit
Öffnungen versehen. Diese Dachöffnungen, die gemäß Fig. 3 mit Verschlüssen 333 versehen sind, sind dem
Reaktorgefäß, den vier Dampferzeugern, den vier Nachfüllbehältern, den vier Überflutungsbehältern und den
beiden den Tiefbrunnen zugänglich machenden Schäften zugeordnet. Das Reaktorgebäude und das Dach sind
so ausgebildet, daß es möglich ist, einen Kran unterzubringen, der dazu dient, die Teile der Reaktorkühlanlage
einzubauen und erforderlichenfalls schadhafte Teile zu entfernen und zu erneuern.
Die Schutzzellen werden aus fabrikmäßig nach bestimmten Rastermaßen hergestellten Stahlmänteln
aufgebaut. Die Verbindungen zwischen den verschiedenen Zellen werden auf der Baustelle durch Verschwelßen
so hergestellt, daß ein zusammenhängender erster Schutzbehälter entsteht, der in einen zweiten Schutzbehälter
eingeschlossen Ist. Die tellerförmigen Kopfstücke an den oberen Enden der stehend angeordneten Mäntel
aus Stahl im Bereich der Schutzzellen und der Dachver-Schlüsse werden auf der Baustelle verschweißt, nachdem
die Teile der Reaktorkühlanlage eingebaut worden sind. Schadhaue Teile können auch ausgebaut werden,
wenn man die betreffenden Dachverschlüsse durch Abschneiden der tellerförmigen Köpfe öffnet. Nach
dem Erneuern des betreffenden Teils wird der tellerförmige Kopf wieder eingeschweißt und geprüft.
An jeder Dachöffnung wird ein mit Stahl ummantelter Verschluß aus bewehrtem Beton eingebaut. Die
zueinander passenden Flansche der Verschlüsse sind zur Abdichtung mit O-Ringen sowie mit Einrichtungen
zum Aufbringen eines Drucks sowie zum Nachwelsen von Undichtigkeiten versehen. Die Verschlüsse werden
mit den dazu passenden Flanschen durch Schrauben verbunden.
Die erfindungsgemäße passive Schutzvorrichtung 1st so ausgebildet, daß die kritischen Teile der Anlage auch
bei Erdbeben und anderen Einwirkungen höherer Gewalt erhalten bleiben. Es 1st eine ausreichende
Festigkeit gewährleistet, damit die Anlage den auftretenden Trägheitskräften standhalten kann; zu diesem
Zweck wird bei den konzentrischen zylindrischen Fundamenten, welche die Basis- und Dachplatten
miteinander verbinden, sowie bei den Decken der verschiedenen Stockwerke bewehrter Beton bzw. Spannbeton
auf eine solche Welse verwendet, daß eine monolithische
Konstruktion entsteht. Die Stabilität der Konstruktion wird außerdem durch die massive Betonkonstruktion
gesteigert, welche die Zellen der ersten Umschließung, die zweiten Umschließungen und die
Wände der Räume zum Beschicken des Reaktors mit Brennstoff bilden. Die Festigkeit des Bauwerks kann
erforderlichenfalls dadurch noch erhöht werden, daß man zwischen den zylindrischen Wänden radiale
Wände anordnet.
Bei der passiven Schutzvorrichtung nach der Erfindung ist es praktisch nicht erforderlich, irgendwelche
Teile mit Quellen für für Notfälle bereitgehaltenes Wasser zu verbinden. Solche Verbindungen, von denen
bei aktiven Schutzvorrichtungen In großem Umfang Gebrauch gemacht wird, wie es dem Stand der Technik
entspricht, sind bei Verwerfungen besonders gefährdet, wie sie bei starken Erdbeben auftreten. Die einzigen
Verbindungen, die bei der erfindungsgemäßen passiven Schutzvorrichtung verwendet werden, sind die zu dem
im Freien befindlichen Gewässer führenden Leitungen. Jedoch brauchen diese Leitungen nach einem Betriebsunfall
In Form eines Kühlmittelverlustes während einer Zeltspanne von mehreren Stunden nicht betriebsfähig
zu sein. Selbst dann, wenn bei einer der Speiseeinrichtungen ein Rohrbruch auftreten sollte, würde die thermische
Umwälzung fortgesetzt, und der Rohrtunnel würde sich lediglich mit Wasser füllen, das dem Im
Freien befindlichen Gewässer entnommen worden ist.
Ferner ist die passive Schutzvorrichtung gegen Sabotage geschützt. Dies Ist darauf zurückzuführen, daß die
passiven Einrichtungen feste Bestandteile der Gesamtkonstruktion bilden und während des normalen Betriebs
nicht zugänglich sind, da In dem primären Schutzbehälter ein hoher Unterdruck herrscht.
Die passive Schutzvorrichtung läßt sich so ausbilden,
uaß es möglich Ist, das Reaktorgebäude unterirdisch anzuordnen, es einzubetten, es auf Wasserfahrzeugen
zu lagern oder es nach Art eines Eisbergs untergetaucht anzuordnen. In jedem Fall erhält die Aniage eine Profilform,
die ein gefälligeres Aussehen zeigt als eine Schutzvorrichtung, die nahezu vollständig über dem
Erdboden angeordnet Ist.
Flg. 8 zeigt eine typische Rohrleitungsanordnung für einen Reaktorgefäß-Nachfüllbehälter, wie er bei einem
Druckwasserreaktor jeder der vier vorhandenen Schleifen zugeordnet Ist. Jeder Behälter 114 zum Nachfüllen
des Reaktorgefäßes ist mit dem Reaktorgefäß 102 durch Reaktorkühlmittelleitungen 112 verbunden. In die ein
oder mehrere Sicherheitselr.spritzleitungen 132 eingeschaltet
sind. Jede der Slcherheltselnsprltzleltungen 132 1st mit zwei Rückschlagventilen 133 und einem fernsteuerbaren
Ventil 134 ausgerüstet, die hintereinandergeschaltet sind. In den Nachfüllbehälter 114 sind ein
oder mehrere Strahlinjektoren 135 so eingebaut, daß sie sich unter dem Flüssigkeitsspiegel befinden. Der Diffusorteil
jedes Strahlinjektors 135 1st am unteren Ende des betreffenden Nachfüllbehälters 114 angeordnet und
an eine Sicherheitseinspritzleitung 132 angeschlossen. Die Ansaugkammer jedes Strahl Injektors 135 ist in
Richtung auf das behandelte Wasser in dem Nachfüllbehälter offen, so daß sie durch das Wasser überflutet
1st. Der Düsenteil jedes Strahlinjektors 135 ist an eine Verteilerleitung 136 angeschlossen, die in Verbindung
mit einer Dampfzuführungsleitung 137 steht, welche die Sekundärseite des Dampferzeugers 104 mit dem
Nachfüllbehälter verbindet, damit den Strahlinjektoren das zu Ihrem Betrieb erforderliche Druckmittel zugeführt
werden kann. In der Dampfzuführungsleitung 137 sind eine Durchflußbegrenzungsdrossel 138, eine
Zerreißscheibe 139 und ein fernsteuerbares Ventil 140
hlnterelnandergeschaltet. Anstelle der Zerreißscheibe 139 kann In die Dampfzuleitung 137 ein Slcherheltsüberdruckventll
eingeschaltet sein.
Um den Nachfüllbehälter 114 gegen einen zu hohen Druck zu schützen, sind Überdruckventile 141 vorhanden,
die über die Zugangsschäfte 232 in Verbindung mit dem Tiefbrunnen 201 stehen. Eine nicht dargestellte,
mit zwangsläufiger Verdrängung arbeitende Pumpe geringer Leistung hält einen hydrostatischen
Druck aufrecht, der auf das behandelte Wasser in jedem Nachfüllbehälter 114 wirkt. Eine ebenfalls nicht
dargestellte Kühleinrichtung mit Kühlschlangen dient dazu, das behandelte Wasser In jedem Nachfüllbehälter
auf einer tiefen Temperatur zu halten.
Ferner 1st gemäß FI g. 8 eine Dampfablaßleitung 142
vorhanden, die von der Sekundärseite des Dampferzeugers 104 zum unteren Teil des Nachfüllbehälters 114
führt, damit Dampf aus dem Dampferzeuger abgeblasen werden kann. Die in die Dampfablaßleitungen 142
eingeschalteten Schnellablaßventile 143 werden durch die Reaktorsteuereinrichtung betätigt. Die Überdruckventile
141 verhindern, daß der Nachfüllbehälter 114 einem zu hohen Innendruck ausgesetzt wird, und zwar
bei jedem Dampfabblasevorgang, der dann auftritt, wenn eine Druckänderung durch eine abgestufte oder
eine lineare Änderung der Last hervorgerufen wird.
F1 g. 9 zeigt die Rohrleitungsanordnung für die
Behälter 114 zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes 102 In
Beziehung zu den Dampferzeugern 104 und den Reaktorkühlmlttelleitungen 112 bei einem Druckwasserreaktor
mit vier Kühlmittelschleifen. Es Ist ersichtlich, daß
die Rohrleitungen so angeordnet sind, daß jeder Dampferzeuger 104 mit einem Nachfüllbehälter 114
durch eine Dampfleitung 137 verbunden ist. Ferner sind die Rohrleitungen so angeordnet, daß jeder Nachfüllbehälter
114 mit den beiden Reaktorkühlmittelleitungen 112 über Sicherheitseinspritzleitungen 132
verbunden ist; zwei Nachfüllbehälter 114 sind an die
vier zugehörigen Einlasse des Reaktorgefäßes 102 angeschlossen,
und die beiden übrigen Nachfüllbehälter 114 sind mit den zugehörigen vier Auslässen des Reaktorbehälters
102 verbunden.
Die Behälter 114 zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes 102 bilden zusammen mit den Überflutungsbehältern
117 eine Einrichtung zum Speichern der gesamten so Menge des radioaktiven Kühlmittels, das während der
Lebensdauer der Anlage von dem Reaktor abgegeben wird. Beim Betrieb eines Kernreaktors Ist unter anderem
zu berücksichtigen, daß die Konzentration von Tritium im Reaktorkühlmittel ständig zunimmt. Bei
Tritium handelt es sich um ein Isotop mit einer langen Halbwertzeit, das in dem Kühlmittel in erheblichen
Mengen In der Hauptsache dadurch erzeugt wird, daß Neutronen mit löslichem Bor, Lithium 6 und Deuterium
reagieren, sowie dadurch, daß eine Diffusion eines Teils des Tritiums stattfindet, das im Kernbrennstoff
durch eine ternäre Spaltung erzeugt wird. Wenn die Konzentration des Tritiums In dem Kühlmittel entsprechend
der Betriebsdauer des Reaktors zunimmt, wird auch die Konzentration des Tritiums in der feuchten
Luft, die über dem Raum 202 zum Einbringen von Kernbrennstoff und dem Raum 313 für verbrauchten
Brennstoff während der Arbeiten zum Beschicken des Reaktors mit Brennstoff bei jedem solchen Arbeltsgang
erhöht. Dies hat zur Folge, daß sich die Zelt verkürzt,
während welcher das Personal der trltlumhaltlgen Luft ausgesetzt werden darf, so daß es wichtig Ist, daß das
Reaktorkühlmittel verdünnt wird, um die Tritiumkonzentration
herabzusetzen, bevor der Reaktor mit frischem Brennstoff beschickt wird. Die Behälter 114
zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes, die Überflutungsbehälter 117 und der Tiefbrunnen 201 bieten Innerhalb
der Schutzvorrichtung genügend Lagerraum zum wiederholten Aufnehmen des gesamten trltlumhaltlgen
Wassers, das während der Lebensdauer der Anlage zu verarbeiten ist. Somit Ist eine sehr wirksame Abschirmung
bei der Lagerung des trltlumhaltlgen Wassers erforderlich, das außerdem einer chemischen Behandlung
unterzogen wird, um bei einem Verlust an Kühlmittel verwendet werden zu können. Hierbei brauchen
langlebige Spaltprodukte, die sich In der flüssigen Phase
befinden, nicht an die Umgebung abgegeben zu werden.
Flg. 10 bis 13 veranschaulichen In graphischen
Darstellungen das Ansprechverhalten von Reaktorschutzvorrichtungen
und veranschaulichen die Vorteile der vorstehend beschriebenen Ausführungsform. Bei
diesen graphischen Darstellungen Ist angenommen, daß der Rauminhalt der Reaktorkühlanlage etwa 337 m3
beträgt, daß sich In diesem Raum eine Kühlmittelmenge
von etwa 240 000 kg befindet, und daß in dem Köhlmift.e! eine Wärmemenge von 77,! χ !Ο6 kcal
gespeichert ist. Eine zusätzliche Energiemenge von 25,95 χ 10' kcal steht zur Abgabe an die Schutzvorrichtung
innerhalb der ersten 5 min nach dem Eintreten eines Betriebsunfalls zur Verfügung, für den die
Vorrichtung berechnet 1st. Im folgenden wird die Wirkungsweise der Schutzvorrichtung beim Eintreten
eines Betriebsunfalls beschrieben; hieran schließt sich eine nähere Erläuterung der graphischen Darstellungen
an.
Das Ansprechverhalten der passiven Schutzvorrichtung nach der Erfindung auf einen Verlust an Kühlmittel
wird Im folgenden bezüglich einer ersten Umschließung beschrieben, die für einen Gegendruck von etwa
6,9 bar absolut ausgelegt ist. Als Beispiel Ist ein Druckwasserreaktor
mit vier Kühlmittelschleifen gewählt, dessen Leistung beim normalen Betrieb 1000 MW
beträgt. Die genannten, der Konstruktion zugrunde gelegten Werte liegen In einem Bereich, der für das
gewählte Kernkraftwerk typisch Ist. Ähnliche zahlenmäßige Betrachtungen einer passiven Schutzvorrichtung
Sassen sich auch bei sämtlichen anderen Druckwasserreaktoren
anstellen, bei denen zwei oder drei Kühlmittelschleifen
vorhanden sind, sowie bei sämtlichen Bauarten von Siedewasserreaktoren:
Bei der als Beispiel gewählten Reaktoranlage nimmt das Kühlmittel Wärme auf, während es das Reaktorgefäß
102 durchströmt, das Kühlmittel gibt die aufgenommene
Wärme zum Erzeugen von Dampf ab, während es die Dampferzeuger 104 durchströmt, und schließlich
wird es durch die Kühlmittelpumpe 106 für das Reaktorkühlmittel
erneut durch die genannten Teile umgewälzt. Die Druckerzeugungseinrichtung 108 hält das
Rekatorkühlmlttel auf einem Druck von etwa 145 bar absolut, um ein Sieden des Kühlmittels in der Reaktorkühlanlage
zu unterdrücken. Bei der chemischen Behandlung und der Mengenregelung des Kühlmittels
In der Reaktoranlage wird der regenerative Wärmetauscher 110 als Vorwärmer benutzt, mittels dessen das
eintretende Kühlmittel mit Hilfe des austretenden Kühlmittels erwärmt wird. Diese Reaktoranlage, deren
Teile durch die Rohrleitungen 112 miteinander verbunden
sind, enthält etwa 240 000 kg des Kühlmittels, und In dem Kühlmittel Ist bei einer gewogenen Durchschnittstemperatur
von etwa 302° C eine Energiemenge von etwa 77 χ 10* kcal gespeichert.
Der primäre Schutzbehälter Ist so ausgebildet, daß In
Ihm ein freier Raum In der Größenordnung von 2830 m' vorhanden 1st. Die In diesem Raum vorhandene
Luft wird anfänglich mit Hilfe von Dampfinjektoren ausgetrieben, und In dem genannten Raum wird
mit Hilfe der Vakuumpumpen, die an den Tiefbrunnen 201 angeschlossen sind, ein Gesamtdruck von weniger
als 0,138 bar aufrechterhalten.
Die Überflutungsbehälter 117 Innerhalb der ersten
Umschließung enthalten Insgesamt etwa 1,365x10' kcal Flüssigkeit, die durch Kühlung auf einer Temperatur
von etwa 100C gehalten werden. Bei einem Gesamtdruck von weniger als etwa 0,138 bar absolut
wird ein gesamter Freibord aufrechterhalten, der bei
den Überflutungsbehältern etwas über 140 mJ Hegt.
Jeder der Behälter zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes
Ist so bemessen, daß er etwa 136 000 kg behandeltes Wasser aufnehmen kann, das auf einer Temperatur von
etwa 10° C und unter einem hydrostatischen Druck von etwa 24 bar absolut gehalten wird. Die Sekundärseite
jedes Dampferzeugers enthält eine Flüssigkeitsmenge von etwa 45 450 kg, deren Energlelnhalt etwa 12,6 χ 10'
kcal beträgt. Die Dampferzeuger werden beim Betrieb mit der Nennlast bei einem Druck Im Bereich von etwa
62 bar absolut betrieben. Die Zerreißscheiben in den
Dampfzuführungsleitungen sind so ausgebildet, daß sie jeweils dann aufgerissen werden, wenn der Druck In
dem betreffenden Dampferzeuger auf der Sekundärseite um etwa 45 bar höher Ist als der Druck In den Behältern
zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes. Sind anstelle der Zerreißscheiben Sicherheits-Überdruckventile vorhanden,
sind diese so ausgebildet, daß sie ebenfalls bei
einem Druckunterschied von etwa 45 bar ansprechen und sich öffnen. Die Schieberventile In den Slcherheltseinsprltzleltungen
und den Dampfzuführungsleitungen bleiben während des Leistungsbetriebs des Reaktors
geöffnet.
Unter den genannten, der Konstruktion zugrunde liegenden Bedingungen halten die Zerreißscheiben oder
die an ihrer Stelle verwendeten Sicherheits-Überdruck- «5
ventile den Druckschwankungen stand, die bei einer stufenweisen oder linearen Änderung der Last auftreten,
ohne daß ein Zerreißen bzw. öffnen stattfindet. Der hydrostatische Druck von etwa 24 bar absolut, der
in den Nachfüllbehältern herrscht, verhindert das Errei- se
chen des Druckunterschiedes von etwa 45 bar, auf den die Zerreißscheiben brw. die Sicherhelts-Überdruckventlle
eingestellt sln.J, jedoch mit Ausnahme der Fälle, In
denen ein Verlust an Kühlmittel eintritt.
Die beschriebene Konstruktion basiert auf der Annahme, daß ein Verlust an Kühlmittel dadurch
hervorgerufen wird, daß die die größten Abmessungen aufweisende Rohrleitung 112 der Reaktorkühlanlage
bricht. Bei einem solchen Rohrbruch wird das Kühlmittel an den beiden offenen Enden des gebrochenen
Rohre ungehindert abgeblasen. Hierbei wird der größte
Teil des Kühlmittels innerhalb von weniger als 10 s ^abgeblasen.
Das Abblasen des Kühlmittels an der Rohrbruchstelle bewirkt, daß der freie Raum Innerhalb des ersten
Schutzbehälters unter Druck gesetzt wird. Beim Erreichen
eines Drucks von etwa 3,45 bar absolut dürften die Zerreißscheiben 129 zerbersten, woraufhin Dampf In
die Überflutungsbehälter 117 überströmt. Die durch die
Zerreißscheiben 129 freilegbaren Öffnungen sind so ausgebildet, daß sie als Ejektordüsen zur Wirkung
kommen, und sie sind In einem solchen Abstand von
den Dlffusorrohren 130 angeordnet, daß an den Enden der Rohre Ansaugkammern vorhanden sind, wobei die
Rohre 130 selbst als Dlffusoren zur Wirkung kommen, um den überströmenden Dampf zu kondensieren.
Der vorhandene Freibord von etwa 140 mJ ermöglicht
es, daß eine Dampfmenge von etwa 68 200 kg In die
Überflutungsbehälter 117 überströmt. Die bei dem niedrigen
Druck von weniger als 0,138 bar absolut nicht kondensierbaren Stoffe In dem primären Schutzbehälter
werden von dem Dampf mitgerissen und ebenfalls In die Überflutungsbehälter 117 überführt. Während die
Überflutungsbehälter durch das überführte Flud und die
thermische Entspannung des vorhandenen Fludes gefüllt werden, bewirkt das sich weiterhin abspielende
Abblasen des Kühlmittels, daß sich der Druck In der ersten Schutzumschließung welter erhöht.
Sobald das anhaltende Abblasen aus der Reaktorkühlanlage zu einer Verringerung des Drucks des In der
Kühlanlage noch vorhandenen Kühlmittels bis unterhalb eines Wertes von etwa 24 bar absolut führt,
werden die Rückschlagventile der Slcherheltselnsprttzleltungen Infolge des Druckunterschiedes automatisch
geöffnet. Der hydrostatische Druck von etwa 24 bar absolut, der In den Behältern zum Nachfüllen des
Reaktorgefäßes herrscht, wird dadurch schnell verringert, daß behandeltes Wasser aus den Nachfüllbehältern
In den Reaktor eingespritzt wird.
Das Abblasen aus der Reaktoranlage Ober die Rohrbruchstelle
bewirkt eine weitere Herabsetzung des Drucks des noch vorhandenen Kühlmittels. Wenn der
Druck Im Reaktor bis unter einen Wert von etwa 17,25 bar absolut zurückgeht, verringert sich auch der
Druck an den Strahlinjektoren In den Behältern zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes auf einen unter diesem
Wert liegenden Wert. Infolgedessen entsteht an den Zerreißscheiben in den Dampfzuführungsleitungen ein
Druckunterschied von etwa 45 bar absolut, so daß die Zerreißscheiben bersten.
Das Bersten der Zerreißscheiben bewirkt, daß Dampf von der Sekundärseite der Dampferzeuger zu den
Strahlinjektoren strömt. Der durch die Injektordüsen strömende Dampf reißt behandeltes Wasser aus den
Nachfüllbehältern mit; der Dampf und das Wasser werden Innig miteinander vermischt, während sie die
Diffusortelle durchströmen, so daß eine homogene Lösung entsteht, die steh aus behandeltem Wasser und
darin gelöstem Neutronengift zusammensetzt. Die öffnungen der Strömungsbegrenzungsdrosseln sind so
bemessen, daß zur Regelung der Zufuhr von Dampf zu den Injektoren während des größten Teils des
Dampfabblasevorgangs die Schallgeschwindigkeit erreicht wird. Diese Regelung des Dampfdurchsatzes
der Injektordüsen gewährleistet den erforderlichen Wirkungsgrad des Einspritzen von behandeltem
Wasser aus den Nachfüllbehältern In die Reaktoranlage.
Die weitere Herabsetzung des Drucks des noch Im
Reaktor vorhandenen Kühlmittels bewirkt weiterhin, daß der Gegendruck im freien Raum innerhalb der
ersten Umschließung zunimmt. Sobald In der ersten Umschließung ein Gegendruck von etwa 6,9 bar absolut
erreicht wird, wird das weitere Abblasen aus dem Reaktor durch einen Druckausgleich beendet. Nach der
Beendigung des Abblasens von Kühlmittel wird der Betrieb der Strahlinjektoren, die für eine Füllgeschwin-
digkeit von etwa 150 mm/s ausgelegt sind, fortgesetzt, bis das Reaktorgefäß .wieder gefüllt Ist und überschüssige
Flüssigkeit an der Rohrbruchstelle erscheint. Die Dampferzeuger bewirken auf Ihrer Sekundärseite, daß
für den Betrieb der Strahllnjekioren das benötigte Druckmittel zur Verfügung steht, bis der Druck auf der
Sekundärseite der Dampferzeuger annähernd gleich dem in der Umschließung herrschenden Gegendruck ist.
Nachdem der Druckausgleich hergestellt worden Ist, enthalten die Nachfüllbehälter Im noch eine kleine
Menge an behandeltem Wasser.
Alternativ können die anstelle der Zerreißscheiben vorhandenen Sicherheits-Überdruckventile dazu dienen,
die Menge des auf der Sekundärseile der Dampferzeuger verfügbaren Fludes für die Sicherheitseinspritzung
zu begrenzen. Die Zufuhr von Dampf zu den Injektoren wird fortgesetzt, bis das Flud auf der Sekundärseite der
Dampferzeuger bis auf den Rückstelldruck herabgesetzt worden ist, auf den die Sicherheits-Überdruckventile
eingestellt sind. Dieser Rückstelldruck ist so gewählt, daß den Injektoren eine ausreichende Dampfmenge
zugeführt wird, um das Reaktorgefäß bei dem herabgesetzten Gegendruck In der Umschließung erneut zu
füllen.
Die Beendigung des Abblasens des Reaktorkühlmlttels bewirkt auch die Beendigung des Überströmens
von Dampf aus der Umschließung in die Überflutungsbehälter 117. Das statische Druckgefälle der Flüssigkeit
in diesen Behältern bewirkt, daß sich die Strömungsrichtung an den durch die Zerreißscheiben freigelegten
Öffnungen umkehrt, sobald das Überströmen von Dampf beendet Ist. Die Umschließung wird dadurch
mit Flüssigkeit gefüllt, daß Flüssigkeit unter der Wirkung der Schwerkraft aus den Überflutungsbehältern
austritt; hierbei geben die Überflutungsbehälter ein Flüssigkeitsvolumen ab, das nahezu gleich dem freien
Volumen der ersten Umschließung Ist. Auf diese Welse
werden die Kühlmittelleitungen des Reaktors vollständig untergetaucht, so daß sie mit der Überflutungsflüssigkeit
erneut gefüllt werden.
Nach dem Überfluten, und nachdem sich die Temperaturen
in der primären Umschließung und dem Reaktorgefäß annähernd ausgeglichen haben, beträgt die
gewogene Durchschnittstemperatur der gesamten Flüssigkeitsmenge etwa 710C. Diese Temperatur gibt die
insgesamt In dem Kühlmittel gespeicherte Energie von etwa 77 χ 10' kcal und die auf der Sekundärseite der
Dampferzeuger gespeicherte Energie von etwa 50x10'
kcal zuzüglich einer Energiemenge von etwa 26x10' kcal wieder, wobei es sich um gespeicherte Energie
handelt, die aus dem Kernbrennstoff, den inneren Konstruktionsteilen und den Bauteilen des Reaktors
stammt, sowie um die Zerfallswärme, die während der ersten 5 min nach dem Betriebsunfall freigegeben wird.
Bei etwa 71° C ist der Dampfdruck in der Reaktorkühlanlage niedriger als die Summe des Drucks der Atmosphäre
in der Umschließung und des statischen Gefälles der Flüssigkeit über der Rohrbruchstelle; daher kann
Flüssigkeit in den Reaktor einströmen, um die Anlage erneut bis zur Standhöhe der Überflutungsflüssigkeit zu
füllen.
Da bei einem Verlust an Kühlmittel der Kernbrennstoff ständig gekühlt wird, und da die beschriebene
Sicherheitseinspritzung stattfindet, durch welche das Reaktorgefäß innerhalb weniger Minuten nach dem
Rohrbruch wieder gefüllt wird, wird das Schmelzen des Kernbrennstoffs verhindert. Die Menge der aus dem
Brennstoff entweichenden Spaltprodukte wird auf diejenige Menge begrenzt, welche kurzzeitig freigegeben
wird, wenn eine mechanische Verkleidung beschädigt wird. Hierdurch wird die Freigabe auf die Spaltprodukte
beschränkt, die in den leeren Raum zwischen dem Brennstoff und der Verkleidung eingewandet sind. Die
kurzzeitige Freigabe beschränkt sich auf wenige Prozent des In Form von Edelgasen und Jodverbindungen
vorhandenen Brennstoffs. Diese freigegebene Menge erweist sich als gering, wenn man sie mit den Mengen
vergleicht, die nach dem bisherigen Stand der Technik als zulässig betrachtet werden.
Beim Auftreten eines Kühlmittelverlustes befindet sich der primäre Behälter nur während einer kurzen
Zelt von weniger als 5 min auf einem erhöhten Druck. Alle Stoffe, die aus dem ersten Behälter entweichen,
werden zum größten Teil durch die Flüssigkeit In dem zweiten Behälter zurückgehalten. Alle Stoffe, die über
die Durchbrüche der Behälter entweichen, bleiben in den sekundären Umschließungen eingeschlossen.
Außerdem 1st In dem primären Behälter eine ausreichende
Menge der Überflutungsflüssigkelt vorhanden, so daß im wesentlichen sämtliche Spaltprodukte gelöst
werden können, die während einer kurzen Zeit aus dem Brennstoff entweichen.
Nach dem Überfluten hat die eine Temperatur von etwa 71° C aufweisende Flüssigkeit, die jetzt den ersten
Behälter überflutet, ein Wärmeaufnahmevermögen, das ausreicht, um die Zerfallswärme aufzunehmen, die
während der ersten Stunde nach dem Betriebsunfall erzeugt wird, ohne daß sich der Druck in dem ersten
Behälter über den Druck der Atmosphäre hinaus erhöht. Während dieser Zeitspanne verringert sich die
Rate, mit der Zerfailswärme erzeugt wird, erheblich.
Die passive Wärmeübertragungseinrichtung Ist so ausgebildet, daß sie die Zerfallswärme bei der Erzeugungsgeschwindigkeit
überträgt, die nach dem Ablauf der ersten Stunde vorhanden ist, d. h. mit etwa 47,4 χ 10' kcal/h. Dieses Erfordernis der Wärmeübertragung
Ist tatsächlich sogar noch geringer, wenn man die Wärmeübertragung an die Umgebung berücksichtigt,
die während der ersten Stunde stattfindet. Die passiven Wärmeübertragungseinrichtungen, bei denen mit den
Kopplungsfluden In dem Tiefbrunnen sowie in dem Ringraum des Behälters gearbeitet wird, sind entsprechend
der Übertragungsgeschwindigkeit der Zerfallswärme für den Fall ausgelegt, daß sich die Überflutungsflüssigkeit
In dem primären Behälter maximal auf einer Temperatur von etwa 93° C und das Gewässer im
Freien maximal auf einer Temperatur von etwa 38° C befindet. Unter diesen Bedingungen wird der
Dampfdruck In Verbindung mit dem Druck der nicht kondensierbaren Stoffe in dem primären Behälter unter
dem Atmosphärendruck gehalten, so daß ein Entweichen von Stoffen aus der Schutzvorrichtung nach dem
Betriebsunfall verhindert wird.
In der gespeicherten Überflutungsflüssigkeit, der Flüssigkeit zum Nachfüllen des Reaktorgefäßes und in
der Flüssigkeit in dem Ringraum zwischen dem ersten und dem zweiten Schutzbehälter sind verschiedene
Chemikalien gelöst, die als Neutronengifte, Sauerstoffgetter. Getter für Spaltprodukte sowie Mittel zum
Herabsetzen des Gefrier- bzw. Erstarrungspunktes zur Wirkung kommen. Als Neutronengifte kommen z. B.
Bor, Kadmium und Hafnium in Frage. Zusätzlich zu dem Betrieb des primären Behälters unter einem hohen
Unterdruck sowie der Entgasung der Flüssigkeiten kann man als Sauerstoffgelter Zusatzstoffe verwenden, z. B.
Hydrazin und Natriumsulfit. Als Getter für SoaltDro-
dukie sind ζ. B. Natriumhydroxid und Natriumthlosu!-
fat geeignet. Um den Gefrier- oder Erstarrungspunkt herabzusetzen, kann man zahlreiche miteinander
verwandte Alkohole, :. B. Äthylenglycol, verwenden.
Diese chemischen Zusatzstoffe haben bei einem Betriebsunfall eine bestimmte Aufgabe zu erfüllen. Die
Neutronengifte verhindern, daß der Kernbrennstoff bei tien niedrigen Flüssigkeitstemperaturen nach dem
Betriebsunfall »kritisch« wird.
Die Sauerstoffgelter dienen zum Beseitigen des auf radiolytischem Wege entstehenden Sauerstoffs, der
nach dem Betriebsunfall als Folge einer Zersetzung von Wasser entsteht. Durch die Beseitigung des Sauerstoffs
wird verhindert, daß sich eine explosionsfähige Konzentration
mit auf radiolytischem Wege entstandenem Wasserstoff bildet. Man kann den Flüssigkelten eine
Menge des Aufnahmemittels beifügen, die ausreicht, um den gesamten Sauerstoff zu binden, der nach dem
Betriebsunfall erzeugt wird, so daß praktisch die Abgabe von auf radiolytischem Wege freigesetztem
Sauerstoff an die Atmosphäre In der Umschließung verhindert wird. Außerdem wird der Brennstoff auf
einer Temperatur gehalten, die erheblich niedriger 1st als die Temperatur für eine spontane Zündung eines
Wasserstoff-Sauerstoff-Gemisches, so daß auch eine Wassersioffverbrennung durch die Überflutung aller
möglichen Zündungsquellen verhindert wird.
Die Überflutungsflüssigkelt und die Flüssigkeit zum erneuten Füllen des Reaktorgefäßes können nahezu alle
Spaltprodukte In gelöster Form aufnehmen. Außerdem können gelöste Chemikalien verwendet werden, die
sich mit den Spaltprodukien verbinden, so daß stabile
Verbindungen entstehen. Hierdurch erhält man eine zusätzliche Sicherheit dafür, daß nach dem Betriebsunfall
keine Spaltprodukte aus der Umschließung entwelchen können.
Die Mittel zum Herabsetzen des Gefrier- oder Erstarrungspunktes
ermöglichen es, die In der Schutzvorrichtung verwendeten Flüssigkelten auf tiefen Temperaturen
zu halten, ohne daß die Gefahr einer Erstarrung zu einern massiven Elsblock besteht. Durch das Senken
des Gefrierpunktes wird das Wärmeaufnahmevermögen der auf eine größere Dichte gebrachten Flüssigkeit
erhöht, so daß sich nach dem Betriebsunfall In der Umschließung ein sogar noch niedrigerer Druck
einstellt.
Die besonderen Merkmale der passiven Schutzvorrichtung
nach der Erfindung und die Überlegenheit- der Schutzvorrichtung gegenüber bekannten Reaktorschutzvorrichtungen
werden im folgenden anhand der In Fig. 10 bis 13 wiedergegebenen graphischen Darstellungen
näher erläutert.
Wenn man den für einen Betriebsunfall vorgesehenen höchsten Druck höher ansetzt, ergibt sich gemäß
Flg. 10 eine erhebliche Verkleinerung des freien VoIumens, das In dem ersten Behälter zur Verfügung stehen
muß. Wird der bei einem Betriebsunfall In der Umschließung zuzulassende Druck, d. h. der Gegendruck
In dem ersten Behälter, heraufgesetzt, ergibt sich gemäß Flg. 11 eine erhebliche Vergrößerung der Masse
des Reaktorkühlmittels, die in der flüssigen Phase gehalten wird
Wie erwähnt, soll durch die Erfindung eine Schutzvorrichtung
geschaffen werden, die es mit Hilfe passiver Einrichtungen ermöglicht, eine ausreichende
Kühlung zu bewirken, damit bei einern Verlust an Kühlmittel eine Überhitzung und gegebenenfalls das
Schmelzen des Kernbrennstoffs vermieden wird. Bei
einer dem vollen Druck ausgesetzten, im Trockenbetrieb arbeitenden Schutzvorrichtung benötigt man zu
diesem Zweck einen übermäßig hohen Gegendruck.
Die Überführung von Dampf in die Überfiutungsbehälter
dient gemäß der Erfindung dazu, Im Vergleich zu einer unter dem vollen Druck arbeitenden Vorrichtung
eine Verringerung der Beanspruchung zu erreichen. Das Überströmen von Dampf bietet Im Vergleich zu der
Energieübertragung bei mit Dampf arbeitenden Vorrichtungen bekannter Art den Vorteil, daß je Gewichtseinheit
des Kühlmittels im Durchschnitt etwa eine doppelt so große Energiemenge transportiert werden kann. Bei
der Verwendung von überströmendem Dampf bleibt in dem Reaktorgefäß bei der erfindungsgemäßen Schutzvorrichtung
eine Kühlmittelmenge passiv zurück, die ausreicht, um eine Überhitzung des Brennstoffs zu
verhindern.
Bei den bekannten Schutzvorrichtungen benötigt man aktive Kühlmitteleinspritzeinrichtungen, die dazu
dienen, das Reaktorgefaß wieder mit Kühlmittel aufzufüllen.
Wenn diese aktiven Einrichtungen versagen, kommt der Brennstoff Innerhalb weniger Minuten nach
dem Auftreten jines Rohrbruchs und eines Kühlmittelverlastes in einem erheblichen Ausmaß zum Schmelzen.
Vergleicht man Flg. 12 mit Flg. 10, erkennt man, daß man beim Überströmen von Dampf zu den Überflulungsbehäliem
mit einem erheblich geringeren Druckvolumen auskommt. Um das Kühlmittel Im
Bereich des Brennstoffs zurückzuhalten, wird ein mäßiger Gegendruck aufgebracht, damit ein übermäßiges
Abblasen aus dem Reaktorgefäß verhindert wird. Außerdem ist das freie Voluii.jn In der primären
Umschließung begrenzt, so daß die Kühlmittelmasse, die in dem ersten Behälter bei dem höchsten Druck bei
einem Betriebsunfall nicht übermäßig groß ist.
Bezüglich der Darstellung des Abblasens von Kühlmittel In Fig. 11 und 12 Ist vorsichtshalber angenommen,
daß In dem ersten Behälter das Verhältnis zwischen Flüssigkeit und Dampf das gleiche ist wie In
dem Reaktorgefäß. In der Praxis setzt sich jedoch der größte Teil des abgeblasenen Kühlmittels aus einer flüssigen
und einer dampfförmigen Phase zusammen, se daß Im Reaktor eine größere Flüssigkeitsmenge zurückgehalten
wird, als man es nach Fig. 11 und 12 anzunehmen hätte. In Flg. 12 sind somit die Druck- und
Volumenwerte, die erforderlich sind, wenn Kühlmittel
In dem Reaktor zurückgehalten werden soll, vorsichtig angesetzt.
Bei der beschriebenen passiven Schutzvorrichtung befinden sich alle nicht benötigten Stoffe außerhalb des
primären Behälters, damit die Abmessungen des Behälters möglichst klein gehalten werden können, um die
erforderliche Beziehung zwischen dem Druck und dem Volumen zu erreichen, bei der Kühlmittel Im Fall eines
Kühlmittelverlustes In der Nähe des Brennstoffs gehalten
wird. Zu diesen Maßnahmen gehört das Absaugen von Luft zusätzlich zu der Verlagerung aller Hilfseinrichtungen
und Tragkonstmktlonen nach außen. Das Absaugen von Luft bis zur Erzeugung eines hohen
Vakuums ermöglicht es, die Außenflächen der Reaktorkühlanlage mit einer Wärmeisolierung zu versehen.
Alle diese Hilfseinrichtungen, z. B. die Einrichtung zum Abschrecken der Drucksteigerungseinrichtung, die
Einrichtungen zum Besprühen des Behälters, die Wasserleitungen, die Auslässe für heiße und kalte
Flude sowie die \Uhlelnrlchtungen für die Behälter, zu
denen Gebläse, Filter, Trockner, Kühlschlangen, Rohr-
leitungen, Meßgeräte und Regeleinrichtungen gehören, sind entweder außerhalb des primären Behälters angeordnet,
oder es kann auf ihre Benutzung verzichtet werden. Weitere Hilfseinrichtungen, z. B. der Reaktorbaukran,
die Brennstoffbeschlckungsbrücke und die
Wagen der Einrichtung Zum Handhaben von Brennstoff
sowie die Einrichtungen zum Bedienen des Reaktorgefäßes sind von der ersten Umschließung entfernt so
angeordnet, daß sie zu Wartungszwecken Innerhalb des Reaktorgebäudes jederzeit zugänglich sind. Außerhalb
des ersten Behälters sind ferner die aus Massivbeton hergestellten Konstruktionen angeordnet, z. B. Innenwände,
Zwischendecken, Tragkonstruktionen für Geräte, beispielsweise für Teile der Reaktorkühlanlage,
die biologischen Abschirmungen, die Panzerungen zum Schutz gegen herumfliegende Trümmer, die Wände des
Raums zum Beschicken des Reaktors mit Brennstoff, die Wände der Kanäle für den Brennstofftransport usw.
und auch die Öffnungen von großem Druchmesser zum Auswechseln von Einrichtungsteilen befinden sich
außerhalb der ersten Umschließung. Die soeben genannten Einrichtungen sind bei den bis jetzt bekannten
Schutzvorrichtungen für Druckwasserreaktoren gewöhnlich Im Inneren der Schutzvorrichtung angeordnet.
Die Anordnung dieser Teile außerhalb des prlmären Behälters bildet ein weiteres Merkmal der erfindungsgemäßen
passiven Schutzvorrichtung.
Dadurch, daß die genannten Einrichtungen außerhalb des primären Behälters angeordnet sind. Ist es möglich,
den Rauminhalt des Inneren der Schutzvorrichtung so weit zu verkleinern, daß man bei der passiven Schutzvorrichtung
Bestandteile der primären Umschließung bildende Zeilen von kleinem Durchmesser miteinander
verbinden kann. Die Zellendurchmesser sind im Vergleich zu den entsprechenden Durchmessern bei
bekannten Schutzvorrichtungen für Druckwasserreaktoren auf etwa ein Fünftel bis etwa ein Zehntel verkleinert.
Bei einer solchen Verkleinerung der Zylinderdurchmesser bei der Schutzvorrichtung auf ein Fünftel
oder weniger ist es möglich, den bei einem Betrlebsunfall zulässigen Höchstdruck um das 5fache oder mehr
zu erhöhen, ohne daß es bei gleichen Werkstoffen erforderlich Ist, die Wandstärke der Schutzvorrichtung
zu vergrößern.
Die Einsparungen, die sich bei der Anwendung der Erfindung bei einer passiven Schutzvorrichtung erzielen
lassen, werden ohne weiteres ersichtlich, wenn man die freien Räume Innerhalb der Schutzvorrichtungen
bekannter Art für Kernkraftwerke, die Im gleichen
Leistungsbereich arbeiten, mit dem freien Raum vergleicht, der bei einer passiven Schutzvorrichtung
nach der Erfindung benötigt wird. Die Werte des Raumbedarfs sind im folgenden für verschiedene
Konstruktionen zusammengestellt.
Voller Druck (Trockenbetrieb)
Beseitigung von Dampf mit Hilfe
von Eis
Beseitigung des Dampfes mit Hilfe
von Wasser
Passive Schutzvorrichtung
(Gegendruck 6,9 bar absolut)
73 900 m!
34 00OrV1 7 87On'
2 83OnJ
55
Diese erhebliche Verringerung der Abmessungen d :r Schutzvorrichtung führt zu einer wesentlichen Erleichterung
der Konstruktion einer passiven Schutzvorrichtung. Das In die erste Umschließung eingeschlossene
kleine Luftvolumen läßt sich mit Hilfe der Dampflnjek-
60
65 toren leicht Innerhalb voh 2 Stunden austreiben. Zu
diesem Zweck kann man Dampf von niedrigem Druck verwenden. Ein hohes Vakuum von weniger als etwa
0,138 bar absolut läßt sich leicht mit Hilfe einer Vakuumpumpe
aufrechterhalten, deren Förderleistung etwa 57 l/min beträgt; die Leckverluste, die durch eine
solche Pumpe ausgeglichen werden können, sind höher als der gegenwärtig gebräuchliche Bereich von 0,1 bis
0,5* je Tag. Die Förderseite der Vakuumpumpe steht in Verbindung mit dem Tiefbrunnen. Ferner läßt sich
der erste Behälter zur Durchführung von Wartungsarbeiten leicht dadurch ventilieren, daß man Rohrp.utzen
benutzt, um die Ventilationsanlage des Reaktorgebäudes an die Vakuumleitungen anzuschließen, die aus
dem ersten Behälter herausgeführt sind.
Das Vorhandensein eines kleinen abgeschlossenen freien Raums in dem ersten Behälter macht es leichter,
das flüssige Kühlmittel in der Reaktoranlage zurückzuhalten. Verringert sich der eingeschlossene freie Raum,
läßt sich In dem ersten Behalter nur eine entsprechend
kleinere Menge des Kühlmittels unterbringen, und hierdurch vergrößert sich die Menge des Kühlmittels, die in
dem Reaktor zurückgehalten wird. Erhöht man den In dem Behälter herrschenden Gegendruck, vergrößert
sich auch diejenige Menge des Kühlmittels, die In flüssiger
Form vorhanden 1st; dies gilt sowohl für den Reaktor als auch den ersten Behälter, bei dem der
Rauminhalt unveränderlich 1st. Da vorgesehen 1st, daß während des Abblasens von Kühlmittel bei einem
Betriebsunfall Dampf In die Überflutungsbehälter überströmt,
besteht ein größerer Spielraum bezüglich der Festlegung der Behältergröße und des Gegendrucks.
Durch das Überströmen von Dampf in die Überflutungsbehälter wird ferner die Enthalpie des zurückbleibenden
Kühlmittels verringert. Eine solche Verringerung der Enthalpie führt dazu, daß ein größerer Teil des
Kühlmittels bei dem eingestellten Gegendruck In flüssiger
Form erhalten bleibt, als es bei einer größeren Enthalpie der Fall sein würde. Auch diese grundsätzlichen
Tatsachen führen zu einer Vergrößerung des Spielraums beim Entwurf der Schutzvorrichtung, und sie
gestatten eine Optimierung der Überführung von Dampf, des freien Raums Innerhalb des Behälters und
des Gegendrucks derart, daß der Kernbrennstoff auch dann ständig wirksam gekühlt wird, wenn ein Verlust
an Kühlmittel eintritt. Diese konstruktiven Gesichtspunkte liegen der graphischen Darstellung In Flg. 12
zugrunde.
Zu den weiteren Gesichtspunkten, die für die Festlegung
des freien Raums In dem Behälter und des konstruktiv vorgesehenen Drucks maßgebend sind,
gehören die Zugänglichkeit zur Durchführung von Untersuchungs- und Wartungsarbeiten bei abgestelltem
Reaktor, die für das Abblasen von Kühlmittel erforderlichen Durchtrittsquerschnitte sowie das Überfluten der
Schutzvorrichtung mit Überflutungsflüssigkeit derart, daß die Reaktorkühlanlage auf passivem Wege erneut
mit Kühlmittel gefüllt wird. Bei der Bemessung des primären Schutzbehälters kann es erwünscht sein, mehr
Raum für Prüf- und Wartungsarbeiten vorzusehen, als es sich mit der Forderung vereinbaren läßt, daß der
Kernbrennstoff vom Kühlmittel überflutet gehalten werden soll. Bei einem Behälter von größeren Abmessungen
kann sich die abgeblasene Kühlmittelmenge als unzureichend erweisen. Gemäß der Erfindung werden
passive Sicherheitseinspritzeinrichtungen Innerhalb des ersten Behälters benutzt, um Ergänzungsflüssigkeit
direkt In den Reaktor einzuspritzen.
Ferner kann es erwünscht sein, den ersten Behälter für e<nen Druck auszulegen, der niedriger ist, als es der
Entwurf zuläßt, um zu gewährleisten, daß der Brennstoff von flüssigem Kühlmittel überflutet bleibt. Gemäß
der Erfindung wird die Einrichtung zum erneuten Füllen des Reaktorgefäßes auch dazu benutzt, die
Menge des Kühlmittels zu vergrößeren, die bei dem niedrigeren Gegendruck verfügbar gehalten wird, um
den Brennstoff vollständig untergetaucht zu halten.
Die behandelte Flüssigkeit in den Behältern zum erneuten Füllen des Reaktorgefäßes wird mit Hilfe
eines in einem Überschuß vorhandenen chemischen Entlüftungsmittels entgast, das sich in Lösung befindet
und dazu dient, beim Gebrauch der Überflutungsflüssigkeit den auf radlolytlschem Wege entstandenen υ
Sauerstoff zu beseitigen. Hierin besteht eine entscheidende Verbesserung gegenüber dem bisherigen Stand
der Technik, gemäß welchem '.um Einspritzen von Flüssigkeit ein Inertes Gas verwendet wird. Eine Flüssigkeit, die mittels eines Inerten Gases unter Druck
gesetzt wird, sättigt sich mit dem Gas. Während eines
Einspritzvorgangs zur Erzielung einer Schutzwirkung findet eine Entgasung statt, durch die der Vorgang des
erneuten Füllens des Reaktorgefäßes beeinträchtigt wird. Insbesondere dadurch, daß die Dichte der Flüssig- 25 8·
kelt Im Bereich der zum Reaktorgefäß führenden FaIIeI-tung verändert.
Die Verwendung der behandelten Flüssigkeit unter dem hydrostatischen Druck In den Nachfüllbehältern
bietet einen weiteren Vorteil. Der hydrostatische Druck In den Nachfüllbehältern und der Berstdruck der
Zerreißscheiben in den Dampfleitungen, die an die Sekundärseite der Dampferzeuger angeschlossen sind,
können bei den verschiedenen Nachfüllbehältern variieren, so daß sich ein besseres Nachfüllen des Reaktorgefäßes
erzielen läßt. Auch dieses Merkmal stellt einen entscheidenden Vorteil gegenüber dem bisherigen Stand
der Technik dar, gemäß welchem ein Inertes Gas zum passiven Einspritzen von Flüssigkeit In das Reaktorgefäß
benutzt wird. Jede Änderung des El.-isprltzdrucks
oder des Druckverlustes In den zum Reaktorgefäß führenden Rohrleitungen führt zu Änderungen der
Einspritzgeschwindigkeit und der Dauer des Einspritzvorgangs. Jede Änderung der Einspritzzelt führt weiterhin
zu einer nachteiligen Beeinflussung der Flüssigkeltsdlchte bzw. des statischen Druckgefälles In der
zum Reaktorgefäß führenden Falleltung, während sich die verschiedenen Akkumulatoren entleeren und die In
jedem Behälter über der Flüssigkeit vorhandene Gasblase die Falleltung zum Reaktorgefäß passiert.
Die erfindungsgemäße passive Schutzvorrichtung bietet den geforderten Schutz, der es ermöglicht, eine
unzulässige Steigerung der Temperatur des Kernbrennstoffs bei einem Verlust an Kühlmittel zu verhindern.
Zusammenfassend Ist festzustellen, daß die Schutzvorrichtung
so arbeitet, daß in Ihr ein Gegendruck aufrechterhalten
wird, der genügend hoch Ist, um das Abblasen des Kühlmittels unter Bedingungen zu beenden,
unter denen Im Bereich des Brennstoffs eine Kühlmittelmenge
verbleibt, die für eine wirksame Wärmeübertragung ausreicht. Ein schnelles passives Einspritzen
von behandelter Flüssigkeit erfolgt über sämtliche zum Reaktorgefäß führende Düsen mit Ausnahme der
gebrochenen Rohrleitung, um das Reaktorgefäß zu füllen, so daß die Abfuhr von Wärme nicht unterbrochen
wird. Passive Wärmeübertragungskrelse dienen nach dem Eintreten eines Betriebsunfalls dazu, die
Zerfallswärme zu beseitigen. Die Optimierung des konstruktiv vorzusehenden Gegendrucks bildet einen
Bestandteil des dem Kernkraftwerk zugrunde liegenden Entwurfs.
Bei den bis jetzt bekannten Schutzvorrichtungen, bei denen aktive Sicherungseinrichtungen vorhanden sind,
treten die nachstehend aufgeführten Erscheinungen auf, die darauf zurückzuführen sind, daß der Kernbrennstoff
während einer längeren Zeitspanne einem übermäßig hohen Temperaturanstieg ausgesetzt 1st:
Versprödung der Auskleidung aus einer Zlrkonleglerung;
Aufquellen des Brennstoffs als Ursache für Leitungsverstopfungen;
Schmelzen von hartgelöteten Verbindungen und Legierungen mit niedrigem Schmelzpunkt, z. B.
Silber-lndlum-Kad.-nlum;
Aufquellen von Elementen aus Borkarbid; Exothermische Reaktionen zwischen Metallen und
Wasser oder Dampf;
Verbrennen des Wasserstoffs, der bei Reaktionen zwischen Metallen und Wasser frei wird;
Reaktionen zwischen Uranoxid und der Zirkoniumlegierung;
S:hmelzen des Kernbrennstoffs unter Freisetzung großer Mengen an Spaltprodukten; und
Absacken von geschmolzenem Kernbrennstoff.
Die passive Schutzvorrichtung bietet einen Schutz gegen sich bei dem Reaktor mit hoher Geschwindigkeit
abspielende Vorgänge, die zu einer plötzlichen Drucksteigerung führen, welcher die zahlreichen Überdruck-
und Sicherheitsventile der Drucksteigerungseinrichtung nicht gewachsen sind. Ein solcher Vorgang kann seine
Ursache In Störungen bekannter Art haben, die ein automatisches Abstellen des Reaktors unmöglich
machen. Diese Schulzwirkung wird durch Zerreißscheiben geboten, die In begehbaren Kanälen Im Bereich der
Einlasse der Dampferzeuger angeordnet sind. Diese Zerreißscheiben sind so konstruiert, daß sie bei einem
bestimmten Druck bersten, der um 10% höher Hegt als
der durch die für Kernkraftwerke durch die einschlägigen Vorschriften festgelegte höchstzulässige Betriebsdruck der Sicherheitsventile.
Beispielsweise führt ein Druckstoß, der den höchstzulässigen Betriebsdruck der Reaktorkühlanlape um 15 bis
20% überschreitet, zum Bersten der Zerreißscheiben In
den begehbaren Kanälen. Dieser Vorgang führt zu einem sich auf geregelte Welse abspielenden Kühlmittelverlust
in denjenigen Teilen der Reaktoranlage, bei denen dies am wenigsten zu Störungen Anlaß gibt. Der
Reaktor wird durch Dampf aufnehmende Räume im Bereich der Reaktionszone geschützt, und er wird vollständig
durch die das Neutronengift enthaltende Flüssigkeit abgestellt, die In das Reaktorgefäß aus den
Nachfüllbehältern eingespritzt wird. Die übrigen Teile der passiven Schutzvorrichtung kommen während der
gesamten Dauer der Betriebsstörung In der gleichen Welse zur Wirkung wie bei einem Verlust an Kühlmittel.
Es ist möglich, zu Versuchszwecken einen Rohrbruch nachzuahmen, um die Wirksamkeit der passiven
Schutzvorrichtung nachzuweisen. Zu diesem Zweck wird eine Zerreißscheibe, die so bemessen Ist, daß sie es
ermöglicht, einen Rohrbruch im gewünschten Ausmaß nachzuahmen, in einen begehbaren Kanal eines
Dampferzeugers eingebaut. Die Zerreißscheibe Ist so ausgebildet, daß sie bei einem Druck aufgerissen wird.
der den normalen Betriebsdruck des Reaktorkühlmittel
überschreitet, jedoch niedriger 1st als der Druck, auf den die Überdruck- und Sicherheitsventile normalerweise
eingestellt sind. Während sich der Reaktor In Betrieb befindet, dient das Aufreißen einer Zerreißscheibe
an einem Einlaßkanal zuti Nachahmen eines
Kühlmittelverlustes in einem heißen Bereich (»hot leg«), während das Bersten einer Zerreißscheibe in
einem Auslaßkanal dazu dient., einen KühlmltteNerlust
in einen? kalten Bereich (»cold leg«) nachzuahmen.
Die passive Schutzvorrichtung nach der Erfindung bietet auch einen Schutz gegen andere Arten von
Betriebsunfällen, die nach dem heutigen Stand der Technik bei der Konstruktion von Schutzvorrichtungen
zu berücksichtigen sind.
Hierbei handelt es sich erstens um Betriebsstörungen,
die Im Bereich der Reaktorkühlanlage zu einem zu hohen Druck führen. Hierzu gehören ein unkontrolliertes
Zurückziehen der Regelstabbaugruppe, ein plötzliches Fressen des Läufers einer Reaktorkühlmittelpumpe,
das zum Ausfallen dieser Pumpe führt, ein Verschwinden der äußeren Last und dergleichen. Kraftbetätigte
Druckentlastungsventile, die der Drruurrruckstelgerungselnrlchtung
zugeordnet sind, ermöglichen es, ein Abblasen zu dem Tiefbrunnen zum Zweck einer
Drucksenkung herbeizuführen. Die durch den Tiefbrunnen gebildete Wärmesenke Ist so bemessen, daß ihr
Wärmeaufnahmevermögen für die angenommenen Betriebsunfälle ausreicht.
Zweitens gehören hierzu Betriebsstörungen, die auf der Sekundärseite der Dampferzeuger kurzzeitig zu
einer übermäßigen Drucksteigerung führen können. Hierzu gehören der Verlust der äußeren Last, der Bruch
eines Dampferzeugerrohrs, der Bruch einer Dampfleitung und dergleichen. Dampfschnellablaßventile ermögliehen
es, den zu hohen Druck durch Abblasen zu dem Tiefbrunnen, zu den Behältern zum erneuten Füllen des
Reaktorgefäßes sowie zum Turbinenkondensator zu beseitigen. Das Abblasen von Dampf In die Umgebung,
bei dem möglicherweise radioaktive Stoffe freigegeben werden, ist ebenso wenig erforderlich wie bei den bis
jetzt gebräuchlichen Konstruktionen.
Die passive Schutzvorrichtung bietet einen vollständigen Schutz bei allen Arten von Rohrbrüchen, bei denen
die Nachfüll-Lelstung der Füllpumpen überschritten wird, die zu den Einrichtungen zum Handhaben von
Chemikalien und zur Volumenregelung gehören. Ferner bietet die passive Schutzvorrichtung einen Schutz bei
Undichtigkeiten, die sich !m Laufe der Zelt verändern, und bei denen es sich z. B. um einen Haarriß handelt,
durch den zunächst nur kleine Flüssigkeitsmengen entweichen, der sich jedoch möglicherweise schnell zu
einem vollständigen Rohrbruch auswächst.
Zu dem primären Behälter gehören Einrichtungen, die es ermöglichen, das Auftreten eines Verlustes an
Kühlmittel sowie die Lage der Leckstelle schnell nachzuweisen, bevor sich die Bruchstelle vergrößern kann.
Diese Einrichtungen dienen unter anderem dazu, das aus der Umschließung abgesaugte Flud am Einlaß der
Vakuumpumpe zu kondensieren und zu filtrieren. Das abgesaugte Flud wird auf das Vorhandensein von
Radioaktivität sowie von mitgeführter Flüssigkeit überwacht; hierbei wird ein Verfahren angewendet, bei dem
mit einer Elektrode bzw. Zündkerze gearbeitet wird.
Das Kühlmittel entweicht in Form von Dampf, und der größere Teil dieses Dampfes wird durch die kalte
Wand kondensiert, die durch das Kühlwasser Im Ringraum der Umschließung gebildet wird. Das
Kondensat strömt zu einem von mehreren an tiefliegenden Punkten angeordneten Abläufen, mit denen die
Dampferzeugerzellen, die obere und die untere Kammer der ZsIIe für das Reaktorgefäß und die unterreereren
und oberen Kammern der Pumpenzellen versehen sind. An jeder Ablaufstelle befinden sich Elektroden zum
Nachwelsen von Undichtigkeiten.
Eine ständige Überwachung der Schutzvorrichtung auf Undichtigkeiten wird durch den ringförmigen
Wasserraum zwischen dem ersten und dem zweiten Schutzbehälter ermöglicht, ferner durch die Wasserabdichtungen
an den aus der Schutzvorrichtung herausgeführten Rohrleitungen sowie dadurch, daß die verschiedenen
Durchbrüche der Schutzvorrichtung mit einem Inerten Druckgas beaufschlagt sind. Jedes Entweichen
von Kühlmittel In den freien Raum innerhalb des ersten Behälters wird durch die Einrichtungen nachgewiesen,
die zum Nachwelsen von Verlusten an Reaktorkühlmittel vorhanden sind.
Das bevorstehende Auftreten eines Schadens an der Reaktorkühlanlage läßt sich leichter feststellen, wenn
die Außenflächen der Teile der Kühlanlage nicht mit einer Wärmeisolierung versehen sind. Wenn der Reaktor
abgestellt Ist, lassen sich diese Außenflächen daher
schnell überprüfen. Da keine Wärmeisolierung vorhanden Ist, 1st es ferner möglich, während des Reaktorbetriebs
eine Fernüberwachung mit Hilfe von Fernsehkameras, Boroskopen und dergleichen durchzuführen.
Es ist zu bemerken, daß das Vorhandensein eines kleinen, nach außen abgeschlossenen freien Raums in
dem ersten Schutzbehälter das Überfluten des Reaktors dadurch erleichtert, daß es möglich ist, den ersten
Schutzbehälter vollständig zu füllen, wobei Gewähr dafür besteht, daß die Reaktorkühlanlage erneut vollständig
gefüllt wird. Da die Reaktorkühlanlage keine Wärmeisolierung aufweist, bilden die aus Metall bestehenden
Wände wirksame Wärmeleitungswege zum Übertragen der gespeicherten Energie, die nach dem
Abblasen noch Im Reaktor vorhanden ist, und außerdem läßt sich hierbei die Wärme beseitigen, die beim
Abstellen des Reaktors durch Gammastrahlung erzeugt wird. Die gewählte Anordnung der Überflutungsbehälter
ermöglicht es, eine ausreichende Flüssigkeitsmenge bereitzuhalten und die Fluss gkeit auf einer niedrigen
Temperatur zu halten, so daß die Überflutungsflüsslgkeit ein ausreichendes Wärmeaufnahmevermögen
besitzt und es gemäß Fig. 12 ermöglicht. In dem ersten
Schutzbehälter ein hohes Vakuum bzw. einen niedrigen Dampfdruck wieder herzustellen. Diese Tatsache steht
in Gegensatz zu den bis jetzt bekannten Schutzvorrichtungen, bei denen innerhalb der Schutzvorrichtung
nach einem Betriebsunfall mehrere Tage lang ein erhöhter Druck aufrechterhalten wird.
Das Vorhandensein eines kleinen, nach außen abgeschlossenen Raums In dem ersten Schutzbehälter führt
zu einer Steigerung der Betriebssicherheit der passiven Schutzvorrichtung, bei welcher die Verbrennung von
auf radiolytlschem Wege freigesetztem Wasserstoff verhindert wird. Dieser Wasserstoff entsteht durch die
Zersetzung von Wasser durch die im Reaktorgefäß vorhandene Gammastrahlung von hoher Intensität. Das
Verbrennen des Wasserstoffs wird durch die Beseitigung des Sauerstoffs verhindert; der kleine erste
Schutzbehälter wird durch Abpumpen von Luft auf einen hohen Unterdruck gebracht, so daß nur Spuren
von Sauerstoff zurückbleiben; die Konzentration des Sauerstoffs, der In der Überflutungs- und Nachfüllflüssigkelt
gelöst ist, wird durch eine mechanische Entlüf-
tung sowie durch eine chemische Entlüftung unschädlich gemacht, da hierdurch auch die letzten Spuren von
gelöstem Sauerstoff beseitigt werden; außerdem wird der Überflutungsflüsslgkeit eine Menge des chemischen
Entlüftungsmittels beigefügt, die ausreicht, um die Überflutungsflüsslgkelt vollständig von dem auf
radlolytlschem Wege freigesetzten Sauerstoff zu befreien; beispielsweise ist zu diesem Zweck Natriumsulfit
In einer Menge von 400 ppm vorhanden. Ferner unterbindet die niedrige Temperatur des Kühlmittels
nach dem Überfluten, das Sieden des Kühlmittels, und das Abstreifen des auf radlolytlschem Wege freigesetzten
Sauerstoffs und des Wasserstoffs wird verhindert, um das Auftreten einer entgegengesetzten Reaktion zu
fördern, be! der die rad!o!yt!sch erzeugten Gase wieder gebunden werden; weiterhin bewirkt die niedrige
Temperatur, daß der radlolytlsch entstandene Wasserstoff unter seiner Entflammungstemperatur gehalten
wird.
Die Überfluiungsflüsslgkelt enthält chemische Zusatzstoffe, um das Lösen der Spaltprodukte zu
fördern, so daß Gewähr dafür besteht, daß sie zurückgehalten werden. Eine alkalische Boratlösung, die Natriumthlosulfat
enthält, bewirkt, daß Jodverbindungen zurückgehalten werden. Ein zusätzlicher Vorteil der
Verwendung von Alkalien besteht darin, daß sie den pHh-Wert so einstellen, daß die Korrosion eingeschränkt
wird.
Die alkalische Boratlösung kommt außerdem als Neutronengift zur Wirkung. Es steht eine ausreichende
Bormenge zur Verfügung, so daß nach dem Überfluten und dem erneuten Füllen der Reaktorkühlanlage die
Borkonzentration in der gesamten Flüssigkeitsfüllung des primären Schutzbehälters und des Reaktors über
2000 ppm liegt. Bei dieser relativ niedrigen Borkonzentration besteht keine Kristallisationsgefahr.
Die Erfindung läßt sich bei Kernreaktoren anwenden,
bei denen mit Leicht- oder Schwerwasser, flüssigem Metall und/oder geschmolzenen Salzen gearbeitet wird.
Da bezüglich von Leichtwasser-Brüterreaktoren größere Erfahrungen zur Verfügung stehen, und da es sich als
notwendig erwiesen hat, derartige Kraftwerke in der Nähe von Städten zu errichten, besteht ein wichtiges
Merkmal der Erfindung darin, daß sie es ermöglicht, solche Anlagen auf wirtschaftliche Welse zu erstellen
und sie in der gewünschten Weise bei Städten innerhalb
eines Radius von etwa 15 km zu errichten. Derartige unterirdisch oder unter Wasser angeordnete Lelchtwasser-Brüterreaktoren
lassen sich unter Anwendung der Erfindung unschwer erstellen.
Gemäß der Erfindung wird insbesondere darauf geachtet, das Entweichen radioaktiver Stoffe zu verhindern.
Durch die neuartige Anwendung eines hohen Vakuums gemäß der Erfindung ist es nunmehr
möglich, einen Reaktor sowohl während des normalen Betriebs als auch während eines Kühlmlttelveriustes zu
schützen und insbesondere nach einem Betriebsunfall die entstehende Wärme zu beseitigen. Die Erfindung
ermöglicht es. Kernreaktoren auf besonders zweckmäßige Weise auszubilden, da der freie Raum, der innerhalb
der Vorrichtung zwischen den inneren und äußeren Kammern benötigt wird, sehr klein ist. was aus
Gründen der Wirtschaftlichkeit sehr erwünscht Ist. Gleichzeitig gewährt die Vorrichtung nach der Erfindung
den erforderlichen biologischen Schutz.
Gemäß der vorstehenden Beschreibung ist die Erfindung von umfassender Bedeutung; im Rahmen der
Erfindung lassen sich verschiedene Abänderungen vorsehen.
Beispielswelse kann man die Zellen des primären Schutzbehälters so ausbilden, daß ein durch Beton
abgestützter primärer Behälter aus Stahl vorhanden Ist; In diesem Fall ist es nicht erforderlich, einen zweiten
Schutzbehälter und einen mit Wasser gefüllten Ringraum vorzusehen.
Durch die Entwicklung von wassergekühlten Motoren Ist es möglich, die Anzahl der Kammern zu verringern.
In denen zur Übertragung von Wärme eine gasförmige Atmosphäre vorhanden sein muß; dies gilt z. B.
für die Motoren zum Antreiben der Reaktorkühlmittelpumpen.
Es Ist möglich, sämtliche Dampferzeugerzellen In
Kammern zu unterteilen, um den freien Raum in dem ersten Schutzbehälter weiter erheblich zu verkleinern;
hierbei dient eine Membran aus Stahl, die mit abdichtender
Wirkung mit der Rohrwand des Dampferzeugers und der Auskleidung der Zelle verschweißt wird, dazu,
jede Dampferzeugerzelle In zwei Kammern zu unterteilen.
Man könnte den Tiefbrunnen so ausbilden, daß der zweite Satz von Wärmetauscheranordnungen nicht in
dem Tiefbrunnen, sondern in einem im Freien befindlichen KUhltelch angeordnet Ist.
Weiterhin Ist es möglich, bei dem Tiefbrunnen auf
die Verwendung einer zur Wärmeübertragung dienenden Kopplungsflüsslgkelt und des zweiten Satzes von
Wärmetauscheranordnungen zu verzichten; bei einem Verlust an Kühlmittel wird dann fühlbare Wärme aus
der Überflutungsflüsslgkelt auf direktem Wege über den ersten Satz von Wärmetauscheranordnungen an das
Wasser In dem Kühlteich abgegeben.
Schließlich Ist es möglich, bei den Überflutungsbehältern
den Freibord dadurch erheblich zu verkleinern, daß man dafür sorgt, daß beim Auftreten eines zu hohen
Drucks die von dem überströmenden Gas mitgeführten nicht kondensierbaren Stoffe über die Überdruckventile
der Überflutungsbehälter an den Tiefbrunnen abgegeben werden.
Hierzu 12 Blatt Zeichnungen
Claims (15)
1. Kernreaktor-Kraftwerlcsanlage mit einer Reaklorbaugruppe,
die einen Kernbrennstoff enthaltenden Reaktorkern aufweist, mindestens einem Dampferzeuger,
der Ober eine erste Verbindung mit der Reaktorbaugruppe verbunden und von einem Reaktorkühlmittel
von hoher Temperatur und hohem Betriebsdruck durchströmbar 1st, der unter normalen
Bedingungen im wesentlichen konstant Ist, sowie mit mindestens einem Behälter für Kühlflüssigkeit,
der über erste Rohrleitungen mit der Rsaktorbaugruppe
verbunden, einem unter dem Betriebsdruck des Reaktorkühlmittels liegenden Druck ausgesetzt
und mit dem Reaktor und dem Dampferzeuger innerhalb einer abdichtenden Umschließung angeordnet
1st, wobei die ersten Rohrleitungen der Reaktorbaugruppe die unter Druck stehende Kühlflüssigkeit
immer dann zuführen, wenn durch unfallbedingten Verlust an Reaktorkühlmittel dessen
Betriebsdruck ausreichend verringert und ein zweiter vorbestimmter Druckunterschied zwischen der Kühlflüssigkeit
und dem Reaktorkühlmittel in der Reaktorbaugruppe herbeigeführt Ist, der kleiner Ist als der
erste Druckunterschied zwischen der Kühlflüssigkeit und dem unter normalem Betriebsdruck stehenden
Reaktorkühlmittel, dadurch gekennzeichnet, daß zweite Rohrleitungen (137) den Dampferzeuger
(104) mit dem Kühlfiüsslgkeltsbehälter (114) verbinden,
und daß nach Erreichen eines dritten vorbestimmten Druckunterschieds zwischen der Kühlflüssigkeit
und dem Dampf In dem Dampferzeuger (104) unter einem verhältnismäßig hohen Druck stehender
Dampf dem Kühlflüsslgkeltsbehaiter (114) durch die
zweiten Rohrleitungen (137) zugeführt wird, um auf die Kühlflüssigkeit eine Pumpkraft aufzubringen,
damit der den Brennstoff des Reaktorkerns enthaltende Teil der Reaktorbaugruppe (102) vollständig
gefüllt wird.
2. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Kühlflüssigkeltsbehälter
(114) normalerweise geschlossen Ist und als Kühlflüssigkeit Wasser mit einem Neutronengift
enthält.
3. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 2,
dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronengift in einer solchen Konzentration vorhanden ist, daß
dann, wenn der Dampf aus dem Dampferzeuger (104) die Kühlflüssigkeit aus dem Kühlflüsslgkeltsbehälter
(114) verdrängt, um dasjenige Volumen der Reaktorbaugruppe (102), welches den Brennstoff und
den Reaktorkern enthält vollständig zu füllen, die ausreichende Konzentration an Neutronengift
aufweist.
4. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß mit dem Kühlflüsslgkeltsbehaiter
(114), den ersten Rohrleitungen (132) und den zweiten Rohrleitungen (137) Dampfstrahl-Injektordüsen
(135) In Verbindung stehen, so daß beim Hindurchströmen von Dampf durch die zweiten
Rohrleitungen und die Dampfstrahl-Injektordüsen Kühlflüssigkeit aus dem Behälter (114)
ausströmt und durch die Dampfstrahl-Injektordüsen (135) den ersten Rohrleitungen (132) zugeführt wird.
5. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Kühlflüsslgkeltsbehälter
(114) und dem Dampferzeuger
(104) dritte Rohrleitungen (142) vorgesehen sind, die
bei Überschreiten eines vorbestimmten Höchstdrucks des Dampfes im Dampferzeuger dem Behälter (114)
Dampf zuführen.
6. Kernreaktor-KraftwerksarJage nach Anspruch S, dadurch gekennzeichnet, daß die dritten Rohrleitungen
(142) durch auf Druckänderungen ansprechende Ventile (143) geschlossen gehalten werden, solange
der Dampfdruck den vorbestimmten Höchstdruck nicht überschreitet.
7. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß die zweiten
Rohrleitungen (137) durch auf Druckänderungen ansprechende Einrichtungen (139) geschlossen gehalten
werden, bis der vorgenannte dritte Druckunterschied erreicht 1st.
8. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Ansprach 7, dadurch gekennzeichnet, daß die auf Druckänderungen
ansprechenden Einrichtungen Zerreißscheiben (139) aufweisen.
9. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß die maximale
Durchsatzmenge des vom Dampferzeuger (104) durch die zweiten Rohrleitungen (137) zu dem Kühlflüssigkeltsbehälter
(114) strömenden Dampfes durch im Bereich der Schallgeschwindigkeit arbeitende, in
die zweiten Rohrleitungen (137) eingeschaltete Drosseln
(138) bestimmt wird.
10. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlflüssigkeit Im
Kühlflüsslgkeltsbehaiter (114) auf eine tiefe Temperatur
gekühlt Ist, bei der sie jedoch noch flüssig ist.
11. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlflüssigkeit
entlüftet und damit von eine Wasserstoffexplosion unterstützendem freien Sauerstoff Im wesentlichen
vollständig befreit ist.
12. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß Innerhalb der
Umschließung (116, 101, 103, 105, 107, 109, Ul, 113, 115, 118 und 119) ein Überflutungsbehälter (117) mit
einer zweiten Kühlflüssigkeit vorhanden Ist, der durch dritte Leitungen mit dem Inneren der
Umschließung verbunden Ist, daß den dritten Leitungen auf Druckänderungen ansprechende
Einrichtungen zugeordnet sind, die eine Strömungsverbindung Immer dann herstellen, wenn im Inneren
der Umschließung ein vorbestimmter erhöhter Druck als Folge eines Entwelchens von Reaktorkühlmittel
In das Innere der Umschließung auftritt, so daß das zweite Kühlmittel in das Innere der
Umschließung ausströmt und In Wärmeaustausch mit der Reaktorgruppe (102) tritt.
13. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 12, dadurch gekennzeichnet, daß die Rauminhalte
der Umschließung (116, 101, 103, 105, 107, 109, 111, 113, 115, 118 und 119) und der Reaktorbaugruppe
(102) sowie die Mengen der ersten Kühlflüssigkeit und der zweiten Kühlflüssigkeit so gewählt sind, daß
Im Inneren der Umschließung, nach dem Ausströmen der ersten und zweiten Kuhlflüssigkeiten,
Unterdruck herrscht.
14. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere getrennte
Kühlflüsslgkeitsbehälter (114), die jeweils durch erste Rohrleitungen (132) mit der Reaktorbaugruppe (102)
verbunden sind, und mehrere Dampferzeuger (104) vorhanden sind, die jeweils durch die zweiten Rohr-
leitungen (137) mit dem zugehörigen Kühlflüssigkeitsbehälter
(114) verbunden sind.
15. Kernreaktor-Kraftwerksanlage nach Anspruch 14, dadurch gekennzeichnet, daß die Reaktorbaugruppe
(102) während des normalen Betriebs vom Reaktorkühlmittel durchströmte Einlaß- und Auslaßeinrichtungen
(112) aufweist an welche die ersten Rohrleitungen (132) angeschlossen sind.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2505532A DE2505532C2 (de) | 1975-02-10 | 1975-02-10 | Kernreaktor-Kraftwerksanlage mit Kühlflüssigkeitszufuhr bei unfallbedingtem Verlust an Reaktorkühlmittel |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2505532A DE2505532C2 (de) | 1975-02-10 | 1975-02-10 | Kernreaktor-Kraftwerksanlage mit Kühlflüssigkeitszufuhr bei unfallbedingtem Verlust an Reaktorkühlmittel |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2505532A1 DE2505532A1 (de) | 1976-08-19 |
DE2505532C2 true DE2505532C2 (de) | 1985-05-23 |
Family
ID=5938528
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2505532A Expired DE2505532C2 (de) | 1975-02-10 | 1975-02-10 | Kernreaktor-Kraftwerksanlage mit Kühlflüssigkeitszufuhr bei unfallbedingtem Verlust an Reaktorkühlmittel |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2505532C2 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102004024722A1 (de) * | 2004-05-19 | 2005-12-15 | Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg | Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2316066C2 (de) * | 1973-03-30 | 1982-05-27 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Kernreaktor, insbes. Druckwasserreaktor |
-
1975
- 1975-02-10 DE DE2505532A patent/DE2505532C2/de not_active Expired
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102004024722A1 (de) * | 2004-05-19 | 2005-12-15 | Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg | Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor |
DE102004024722B4 (de) * | 2004-05-19 | 2011-05-26 | Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg | Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2505532A1 (de) | 1976-08-19 |
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