DE2525119B2 - Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken - Google Patents

Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken

Info

Publication number
DE2525119B2
DE2525119B2 DE19752525119 DE2525119A DE2525119B2 DE 2525119 B2 DE2525119 B2 DE 2525119B2 DE 19752525119 DE19752525119 DE 19752525119 DE 2525119 A DE2525119 A DE 2525119A DE 2525119 B2 DE2525119 B2 DE 2525119B2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
room
steam
space
heat transfer
condenser
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
DE19752525119
Other languages
English (en)
Other versions
DE2525119A1 (de
DE2525119C3 (de
Inventor
Anatoly Matveevitsch; Matskevitsch Genrich Vladtmirovitsch; Rschesnikov Julian Vulfovitsch; Suchov Andrei Borisovitsch; Tatarnikov Viktor Petrovitsch; Berkovitsch Viktor Mosesovitsch; Moskau; Remschin Jury Nikolaevitsch; Slepnev Lev Nikolaevitsch; Sverdlov Aleksandr Anatolievitsch Bukrinsky
Original Assignee
Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau filed Critical Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau
Publication of DE2525119A1 publication Critical patent/DE2525119A1/de
Publication of DE2525119B2 publication Critical patent/DE2525119B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2525119C3 publication Critical patent/DE2525119C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung zur Kontrolle ;ines mit einem Wärmeträgerverlust in einem Kern-Kraftwerk verbundenen Störfalls nach dem Oberbegriff des Patentanspruchs 1.
sein können, die Kernreaktoren enthalten, in denen als Kühlmittel bzw. Wärmeträger in einem hermetisch dichten Kreis eingeschlossenes Wasser bei hohen Temperaturen und Drücken dient.
In der ganzen Welt wird beim Entwurf von Kernkraftwerken als maximaler projektierter Störfall ein Störfall mit Wärmeträgerverlust angenommen, der bei der momentanen Zerstörung einer Rohrleitung größten Durchmessers mit ungehindertem Ausströmen des Wärmeträgers durch die beiden Enden des Bruchs eintreten kann. Bei Störfällen mit Wärmeträgerverlust treten zusammen mit dem ausströmenden Wärmeträger die während des Störfalls ausgeschiedenen radioaktiven Spaltprodukte in die Räume der Reaktoranlage aus, in denen infolge sich beim Aufsieden des Wärmeträgers bildenden Dampfes der Druck ansteigt. Dadurch entsteht die Gefahr des Auswurfes der radioaktiven Produkte in die Umgebung. Zur Verminderung der radioaktiven Verunreinigung der Umgebung werden in den Kraftwerken hermetisch dichte Schutzmäntel verwendet, die die während des Störfalls ausgeschiedenen radioaktiven Produkte zurückhalten.
Derartige hermetisch dichte Schutzmäntel werden auf den maximalen Druck des Dampfes ausgelegt, der sich während des Störfalls auf Kosten der ganzen freigesetzten Energie bildet. Da sich bei Störfällen mit Wärmeträgerverlust eine große Dampfmenge bildet, sind Schutzmäntel von beträchtlichen Volumina erforderlich, die eine ausreichende mechanische Festigkeit besitzen, um der Einwirkung des Dampf-Luft-Gemisches von hoher Temperatur und hohen Drücken standhalten zu können. Dies führt zu bedeutenden Baukosten solcher Systeme.
Um die Baukosten für die beschriebenen Systeme zu reduzieren, ist man bestrebt, den Druck unter dem hermetisch dichten Mantel abzusenken. Die Drucksenkung wird entweder durch Zufuhr eines Kühlmittels zur Dampfkondensation oder durch Teilung des Volumens unter dem Schutzmantel in zwei Räume erreicht (vgl. US-PS 31 68 445 und 33 79 613).
In dem ersten Raum werden die Reaktoranlage und die Ausrüstung für den Wärmeträger-Kreis untergebracht, während der zweite Raum zur Ansammlung der Luft bestimmt ist, die aus dem ersten Raum beim störfallbedingten Druckanstieg aufgrund der Dampfbildung bei Ausströmen des Wärmeträgers verdrängt wird. Zwischen diesen Räumen werden passive Kondensatoren angebracht (vgl. auch US-PS 32 53 996).
Bei einem Störfall mit Wärmeträger-Verlust vermischt sich der beim Aufsieden des Wärmeträgers gebildete Dampf mit der Luft, die vor dem Störfall den ersten Raum ausfüllt, in dem dabei der Druck im Vergleich mit dem Druck im zweiten Raum ansteigt. Unter Einwirkung des entstandenen Druckgefälles gelangt das Dampf-Luft-Gemisch in den Kondensator, wo der Dampf kondensiert wird, und die Luft in den zweiten Raum, in dem der Druck anzusteigen beginnt Als Kondensatoren für Dampf werden beispielsweise Eiskondensatoren oder Becken mit Wasser verwendet W) durch dessen Schicht das Dampf-Luft-Gemisch hin durchgeperlt wird. Während des Durchperlens de: Dampf-Luft-Gemisches wird der Dampf kondensiert während die Luft die Wasserschichi passiert und in dei zweiten Raum gelangt. Für ein ausreichendes Konden
15
Eine derartige Vorrichtung dient zur Einschränkung 65 sationsvermögen sind große Wasservorräte erforder
der Folgen eines Störfalls in einem Kernkraftwerk, zum lieh. Die Verwendung von Becken mit großen
Schutz der Umgebung vor radioaktiven Verunreinigun- Wasservorrat führt zur Bildung von Flüssigkeitsschlä
gen, die die Folge von Störfällen in Kernkraftwerken gen beim Durchperlen des Dampf-Luft-Gemische
jurch den hohen Wasserstand, was hohe Anforderunien an die mechanische Festigkeit solcher Bauwerke 'teilt und eine Erhöhung von deren Baukosten bedingt. Trotz der Anwendung von Einrichtungen, die den Druck in den oben beschriebenen Schutzmantelsystemen absenken, hält der Überdruck lange Zeit an, und da der Schutzmantel nicht absolut hermetisch dicht sein kann, ist es praktisch unmöglich, Auswürfe der radioaktiven Produkte in die Umgebung zu vermeiden. Damit die radioaktive Verunreinigung einen zulässigen Wert nicht ι ο übersteigt, sollte der Dichtheitsgrad des Schutzmantels sehr hoch sein, wozu ein wesentlicher Investitionsaufwand erforderlich ist.
Bekannt sind auch Vorrichtungen zur Kontrolle eines Störfalls (vgl. US-PS 33 75 162), die zwei Räume enthalten, in deren einem sich die Reaktoranlage mit dem Wärmeiräger-Kreis befindet, während in dem zweiten, der mit dem ersten mittels eines Ventils verbunden ist, ständig ein Unteratmosphären-Druck durch Absaugen von Luft aus diesem aufrechterhalten wird. Während des Störfalls mit Wärmeträgerverlust gelangt das Dampf-Luft-Gemisch in den zweiten Raum, in welchem ein Dampfkondensator untergebracht ist. Der in diesem Raum vor Eintritt des Störfalls vorhandene Unterdruck und die Dampfkondensation >, beim Überströmen des Dampf-Luft-Gemisches in diesem Raum beim Störfall bewirken, daß der Druck in dem zweiten Raum den Atmosphärendruck nicht übersteigt Bei einem ausreichenden Anfangsunterdruck in dem zweiten Raum kann ein Unterdruck auch in dem so ersten erhalten werden. Jedoch bedarf ein solches System großer Aufwendungen für den Bau des zweiten Raumes und für die Erzeugung und Aufrechterhaltung eines Unteratmosphären-Druckes in ihm während der gesamten Betriebsdauer. )5
Außerdem ist die ganze Ausrüstung der Reaktoranlage, einschließlich des Reaktors, des Wärmeträger-Kreises, des Umladesystems des Kernbrennstoffes und anderer Systeme, von einem Schutzmantel umschlossen. Während des Normalbetriebs der Reaktoranlage können aufgrund der möglichen Undichtheit des Wärmeträger-Kreises zusammen mit geringen Leckströmungen des Wärmeträgers in den Raum unter dem Schutzmantel radioaktive Spaltprodukte gelangen, die in diesem eine erhöhte Strahlungslage schaffen. Deshalb ist unter den Verhältnissen normalen Betriebs der Zutritt zur Ausrüstung der Reaktoranlage, die in den hermetisch dichten Schutzmantel eingeschlossen ist, begrenzt.
Es ist schließlich eine Vorrichtung mit allen wesentlichen Merkmalen des Oberbegriffs des Patentanspruchs 1 bekanntgeworden (vgl. GB-PS 11 02 907), bei der unter normalen Betriebsbedingungen beide Räume voneinander isoliert sind und im Störfall verbunden werden, da unter normalen Betriebsbedingungen in beiden Räumen verschiedene Drücke unterhalten werden, nämlich im ersten Raum ein normaler Druck und im zweiten Raum ständig ein Unterdruck, so daß nach einem Störfall ein Druckausgleich zwischen beiden Räumen erfolgt und sich auf bU Unteratmosphärendruck einstellt. Um eine genügende Druckabsenkung im ersten Raum bei einem Störfall zu erzielen, muß also der zweite Raum ein hinreichend großes Volumen aufweisen. Außerdem ist dort nachteilig, daß der Unterdruck im zweiten Raum ständig durch ^5 gesonderte Maßnahmen aufrechterhalten werden muß.
Bei dieser bekannten Vorrichtung befindet sich der Kondensator im zweiten Raum, d. h. im Weg des Dampf-Luft-Gemisches hinter den Ventilen, so daß über das Ventil das gesamte Dampf-Luft-Gemisch strömen nviß. Infolgedessen muß das Ventil einen verhältnismäßig großen Durchtrittsquerschnitt aufweisen, ganz abgesehen davon, daß das Ventil auch wegen der unter normalen Betriebsbedingungen ständigen Unterhaltung eines Druckabfalls zwischen den beiden Räumen aufwendiger aufgebaut sein muß, um die nötige Abdichtung zwischen den beiden Räumen zu erzielen.
Es ist daher Aufgabe der Erfindung, die Vorrichtung der eingangs genannten Art dahingehend zu verbessern, daß sie verhältnismäßig einfach und doch zuverlässig einen Auswurf von radioaktiven Spaltprodukten des Kernbrennstoffs in die Reaktorumgebung bei Störfällen durch Erzeugung eines Unterdruck? im ersten Raum zu Beginn des Störfalls und Unterhaltung dieses Unterdrucks für längere Zeit verhindert.
Die erfindungsgemäße Lösung dieser Aufgabe erfolgt durch die Lehre nach dem kennzeichnenden Teil des Patentanspruchs 1.
Im Vergleich zur zuletzt beschriebenen bekannten Vorrichtung (vgl. GB-PS 11 02 907) ist die erfindungsgemäße Vorrichtung in verschiedener Weise vorteilhaft:
Zunächst ist unter normalen Betriebsbedingungen der Druck in beiden Räumen gleich, so daß das Ventil keine dichte Isolierung der beiden Räume voneinander vornehmen muß und bereits deshalb verhältnismäßig einfach aufgebaut sein kann. Eine gegenseitige Isolierung der beiden Räume ist nur nach Eintritt des Störfalls erforderlich, wenn das als Rückschlagventil ausgebildete Ventil die Rückkehr der aus dem ersten Raum verdrängten Luft verhindern muß.
Ferner muß unter normalen Betriebsbedingungen im zweiten Raum kein Unterdruck aufrechterhalten werden, wie es bei der bekannten Vorrichtung notwendig und mit erheblichem Aufwand verbunden ist, da bei der erfindungsgemäßen Vorrichtung — wie gesagt — die Räume unter normalen Betriebsbedingungen mit gleichem Druck beaufschlagt sind.
Wegen der Ausbildung des Ventils als Rückschlagventil kann auch der zweite Raum vorteilhafterweise verhältnismäßig klein gebaut werden, so daß man mit niedrigen Baukosten auskommt.
Schließlich befindet sich bei der erfindungsgemäßen Vorrichtung der Kondensator im Kanal zwischen den beiden Räumen vor dem Ventil, so daß durch das Ventil nur Luft strömen muß, d.h. der Dampf bereits bei Durchgang des Dampf-Luft-Gemisches durch den vorgeschalteten Kondensator kondensiert. Auf diese Weise kann der Durchtrittsquerschnitt des Ventils gegenüber der bekannten Vorrichtung, wo der gesamte Dampf-Luft-Strom durchtritt, beträchtlich verringert werden, ganz abgesehen davon, daß — wie bereits erwähnt — der Aufbau des Ventils auch deswegen vereinfacht werden kann, weil unter normalen Betriebsbedingungen zwischen den beiden Räumen keine Druckdifferenz und damit auch kein Druckabfall am Ventil auftritt, so daß das Ventil nicht die beiden Räume gegeneinander abdichten muß.
Demgegenüber ist es lediglich noch für sich bekanntgeworden (vgl. GB-PS 11 26 666), bei Kernkraftwerken nach Eintritt des Störfalls eine Sprüh-Kondensation im erstpn Raum vorzunehmen. In diesem Zusammenhang wird allerdings zur Dampfkondensation ein Feststoff, z. B. Eis, verwendet, der nicht die Erreichung von Unterdruck nach einem Störfall gewährleistet. Bei einigen Ausführungsformen dieser bekannten Vorrichtung ist deshalb aufwendigerweise
IO
sogar ein Kompressor zum Abpumpen aus dem Reaktorbehälter vorgesehen, wobei außerdem im Reaktorbehälter ein Unterdruck auch unter normalen Betriebsbedingungen aufrechterhalten werden muß, was die Kühlung der elektrischen Anlagen erschwert und damit insgesamt den Kühlungsaufwand erhöht.
Vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung sind in den Unteransprüchen angegeben.
Als Dampfkondensatoren können auch andere Einrichtungen, beispielsweise Eiskondensatoren, zur Anwendung gelangen.
In einem angeführten Ausführungsbeispiel der Vorrichtung werden unter dem ersten Raum (Störfallraum) alle diejenigen von einem hermetisch dichten Mantel umschlossenen Raumteile verstanden, in denen sich die Ausrüstung des Wärmeträger-Kreises, der Reaktoranlage und andere Ausrüstungen (beispielsweise eine Belüftungsanlage u. ä.) befinden, in denen infolge des Störfalls ungünstige Bedingungen geschaffen werden und die sowohl vor dem Störfall als auch nach demselben miteinander in Verbindung stehen. Zu den erwähnten Raumteilen, die in dem hermetisch dichten Mantel eingeschlossen sind, gehören der Raum für die Ausrüstung des Wärmeträger-Kreises und der Kanal, über welchen das Gemisch aus Luft und des sich beim Aufsieden des Wärmeträgers bildenden Dampfes in den zweiten Raum geleitet wird.
Unter dem zweiten Raum wird ein Raum zur Begrenzung des Luftdrucks, d. h. ein in einem hermetisch dichten Mantel eingeschlossener Raum verstanden, der zum Halten der Luft in ihm mit einem Überatmosphärendruck bestimmt ist, welche beim Störfall aus dem Störfallraum ausgestoßen wird. Dieser Raum wird nach dem Störfall von dem Raum, der den Störfallraum bildet, mit Hilfe des Rückschlagventils isoliert. Der Auswurf der Luft aus dem Störfallraum in den zweiten Raum geschieht über den Kanal, der diese Räume untereinander verbindet.
Die Erfindung wird anhand von Ausführungsbeispielen mittels der Zeichnung erläutert. Es zeigt
F i g. 1 einen Vertikalschnitt der erfindungsgemäßen Vorrichtung zur Kontrolle eines mit einem Wärmeträgerverlust in einem Kernkraftwerk verbundenen Störfalls, die einen zweiten Raum und einen Dampfkondensator enthält;
Fig.2 ein Ausführungsbeispiel der erfindungsgemäßen Vorrichtung mit einer Vielzahl von Dampfkondensatoren, die mit dem gemeinsamen zweiten Raum verbunden sind, in welchem sich der erste Raum befindet;
Fig. 3 ein Ausführutigsbeispiel der erfindungsgemäßen Verdichtung mit einer Vielzahl von Dampfkondensatoren, deren jeder mit einem eigenen zweiten Raum verbunden ist;
F i g. 4 ein Ausführungsbeispiel der erfindungsgernaßen Vorrichtung, in der Gruppen von Dampfkondensatoren mit einem für die betreffende Gruppe gemeinsamen zweiten Raum verbunden sind, der sich innerhalb des Kanals befinde«;
F i g. 5 ein Diagramm der zeitabhängigen Druckänderung in dem ersten und dem zweiten Raum bei einem Störfall mit Wärmeträgcrverlust für die crfindungsgemaUe Vorrichtung.
Dif crfindungsgema'ßc Vorrichtung zur Kontrolle eines Siörfalls in einem Kernkraftwerk (Fig. 1) besteht •ms einem von einem hermetisch dichten Mantel 1 beeren/teil eisten Raum 1, in dem sich ein Reaktor3 mit einem Wärmeträger Kι ei- ·■; befindet, der sich aus
20
JO Rohrleitungen 5, einem Dampferzeuger 6, einer Pumpe 7 und aus anderen Ausrüstungen zusammensetzt. Zu solchen Ausrüstungen kann z. B. eine Belüftungsanlage u. ä. gehören, die nicht abgebildet sind. Der erste Raum 2 ist mittels eines Kanals 8 mit einem zweiten Raum 9 verbunden. Das freie Volumen des Kanals 8 ist so bemessen, daß die Menge der Luft, die durch den sich beim Aufsieden des Wärmeträgers bildenden Dampf verdrängt wird, zur Erzeugung eines Unterdrucks im ersten Raum 2 ausreicht. Im Kanal 8 ist ein Dampfkondensator 10 untergebracht, der mindestens aus einer Rinne 11, die mit Kühlflüssigkeit 12 gefüllt ist, und aus einem Gehäuse 13 besteht, dessen Eintrittsteil 14 in die Rinne 11 unter das Niveau der Flüssigkeit 12 eintaucht und mit deren Wänden 15 Durchgänge 16 für das Dampf-Luft-Gemisch bildet. Der Austrittsteil 17 des Gehäuses 3 ist mit einem Rückschlagventil 18 verbunden, das am Eingang in den zweiten Raum 9 angebracht ist.
In dem ersten Raum 2 ist eine Kondensationseinrichtung 19 von Sprinkler-Bauart installiert, die über eine Rohrleitung 20 mit einer Pumpe 21 verbunden ist, die Wasser aus einem Behälter 22 unmittelbar oder aus einer Grube 23 des Raumes 2 über einen Wärmetauscher 24 und ein Ionenaustauschfilter 25 fördert.
Bei dem in F i g. 2 gezeigten Ausführungsbeispiel der erfindungsgemäßen Vorrichtung befindet sich der Raum 2 innerhalb des Raumes 9, und im Kanal 8 ist eine Vielzahl von Kondensatoren 10 angeordnet, deren jeder aus mehreren Rinnen 11 mit in diese abgesenkten Eintrittsteilen des Gehäuses 13 besteht. Jeder Kondensator 10 ist mit dem für alle Kondensatoren 10 gemeinsamen zweiten Raum 9 mittels eines eigenen einzelnen Rückschlagventils 18 verbunden.
Diese Vorrichtung gestattet es, die Abmessung einer Rinne 11 durch Anwendung einer Vielzahl von Kondensatoren 10 zu verringern und die Abmessungen des hermetisch dichten Mantels 1 wegen der Anordnung des Raumes 2 innerhalb des Raumes 9 zu vermindern. was zur Senkung der Baukosten des Kraftwerks führt.
Das in Fig. 3 gezeigte Ausführungsbeispiel der erfindungsgemäßen Vorrichtung stellt die Anordnung im Kanal 8 mehrerer Kondensatoren 10 dar. die den in Fig. 2 gezeigten ähnlich sind, deren jeder mittels eines einzelnen Rückschlagventils 18 (Fig. 3) mit einem für jeden Kondensator 10 besonderen Raum 9 verbunden wird. Dies verbessert gegenüber der Vorrichtung gemäß Fig. 2 die Arbeit der Dampfkondensatoren indem eine gleichmäßige Verteilung des Dampfes zwischen den Dampfkondensatoren 10 gewährleistet wird, und erhöht die Zuverlässigkeit der Vorrichtung.
Die erfindungsgemäßc Vorrichtung kann im Kanal 8 (Fig.4) angeordnete Gruppen von Kondensatoren besitzen, deren jeder mit seinem eigenen Rückschlagventil 18 versehen ist, das den ersten Raum 2 mit für jede Gruppe der Kondensatoren 10 gemeinsamen Räumen verbindet, welche sich innerhalb des Kanals 8 befinden was es gestattet, das Vorhandensein des /ur I Imgebung benachbarten Mantels 1 des Raumes 4 fast vollkomrner auszuschließen, in dem der Druck beim Störfall und in Zeitintervall nach dem Störfall den Atmospharendrucl· übersteigt.
Die Arbeitsweise der Vorrichtung /ur Kontrolle eine: Störfalls in einem Kernkraftwerk wird nachstehend mi Hilfe eines in Fig. 5 gezeichneten Diagramms de ι zeitabhängigen Druckänderung im ersten und m zweiten Raum beim Störfall erläutert.
Bei einer Unterbrechung des Wärmetriiger-Kreises'
40
füllt der sich beim Aufsieden des Wärmeträgers bildende Dampf den Raum 2 (F i g. 1) und vermischt sich mit der im Raum 2 befindlichen Luft. Hierbei steigt im Raum 2 und im Kanal 8 der Druck gemäß dem Abschnitt α der Kurve ab (Fig. 5) an, und das Dampf-Luft-Gemisch gelangt in den Kondensator 10, indem es die im Kanal 8 befindliche Luft verdrängt.
Bei Durchperlen des Dampf-Luft-Gemisches durch die Schicht der im Kondensator 10 befindlichen Kühlflüssigkeit 12 wird der Dampf kondensiert und die Luft in das Gehäuse 13 verdrängt. Infolge eines Druckanstiegs im Innenraum des Gehäuses 13 gegenüber dem Druck im Raum 9 öffnet sich das Rückschlagventil 18, und die Luft beginnt in den Raum 9 überzuströmen. Der Druck im Raum 9 steigt entsprechend des Kurvenabschnitts b der Fig. 5 an. Gegen Ende des Ausströmens des Wärmeträgers gleichen sich die Drücke in allen Räumen 2 und 9 aus und das Rückschlagventil 18 schließt, indem es die Luft im Raum 9 absperrt.
Der Absolutwert des Enddmcks hängt von der Menge der in den Raum 9 verdrängten Luft ab. Der Mindesidruck entspricht einem Fall, wenn die Luft verdrängt wird, die vor dem Störfall nur den Kanal 8 gefüllt hat, und der Höchstdruck, wenn die Luft verdrängt wird, die vor dem Störfall den Kanal 8 und den Raum 2 gefüllt hat.
Nach dem Druckausgleich hört das Durchperlen der Luft durch die Schicht der Kühlflüssigkeit 12 auf, während die Dampfkondensation an den verhältnismäßig kalten Außenflächen der Rinnen 11 andauert. In der nachfolgenden Zeit wird der Druck im Kanal 8 infoige der weitergehenden Dampfkondensation geringer als der Druck unter dem Gehäuse 13, und es setzt das Verdrängen der Kühlflüssigkeit 12 aus der Rinne 11 in den Raum des Kanals 8 ein. Der sich bildende Kühlflüssigkeiissirom 12 führt wiederum zur Erhöhung der Kondensationsgeschwindigkeit, wodurch der Druck im Kanal 8 und im Raum 2 entsprechend dem Abschnitt b der Kurve ab abzufallen beginnt.
Die Aufrechterhaltung des Unterdrucks während der ganzen nachfolgenden Periode des Störfalls, bis die Dampfbildung im Reaktor durch die bleibende Wärmeentwicklung andauert, wird mit Hilfe der Kondensationseinrichtung 19 der Sprinkler-Bauart sichergestellt. Die Kühlflüssigkeit 12 wird in die Kondensationseinrichtung 19 über die Rohrleitungen 20 von der Pumpe 21 zuerst aus dem Behälter 22 und dann, nachdem der Vorrat an Kühlflüssigkeit 12 im Behälter 22 erschöpft ist, über den Wärmeaustauscher 24 und das Ionenaustauschfilter 25 aus den Gruben 23 des Raums 2 gefördert. Gleichzeitig mit der Dampfkondensation im Raum 2 infolge Versprühen der Kühlflüssigkeit 12 durch die Kondensationseinrichtung 19 findet die Reinigung des Mediums des Raumes 2 von radiaoaktivcm Jod J131 unter dessen Sorption mit Hilfe des Ionenaustauschfilters 25 statt.
Wenn der Raum 2 im Inneren des Raumes 9 liegt, tritt das Dampf-Luft-Gemisch aus dem Raum 2 (Fig. 2) in den Kanal 8 durch und wird auf alle Dampfkondensatoren 10 verteilt, in denen der Dampf kondensiert und die Luft über die Rückschlagventile 18 in den für alle Dampfkondensatoren 10 gemeinsamen Raum 9 gelangt.
In dem Raum 9, der sich in einem hermetisch dichten Mantel 1 befindet, wird beim Betrieb der Reaktoranlage eine normale Strahlungslagc geschaffen, weil er tiurch die Rückschlagventile 18 und die Wasserschicht in den Dampfkondensatoren 10 von den Räumen des Wärmeträger-Kreises 4 getrennt ist. Deshalb kann in den Raum 9 während der Arbeit des Reaktors der Zutritt des Personals zur Durchführung der Bedienung der dort untergebrachten Ausrüstung erlaubt werden: des Krangeräts, der Maschine zum Umladen des Brennstoffs, des Umladebeckens und anderer Ausrüstung (nicht abgebildet). Wenn ein Störfall während des Aufenthalts von Personal im Raum 9 geschieht, kann es in kurzer Zeit den Raum 9 verlassen. Dadurch werden die Strahlungsdosen des Bedienungspersonals vermindert und die Verhältnisse für die Bedienung der Ausrüstung während der Arbeit des Reaktors verbessert.
In der in F i g. 3 gezeigten Vorrichtung wird das Dampf-Luft-Gemisch gleichmäßig auf alle Dampfkondensatoren 10 verteilt, und die Luft gelangt, indem sie die einzelnen Rückschlagventile 18 passiert, in den für jeden Dampfkondensator 10 eigenen Raum 9.
In der in Fig.4 gezeigten Vorrichtung wird das Dampf-Luft-Gemisch auf die Gruppen der Dampfkondensatoren 10 verteilt, und die Luft gelangt, indem sie die Rückschlagventile 18 passiert, in den für jede Gruppe der Dampfkondensatoren 10 gemeinsamen Raum 9, der sich innerhalb des Kanals 8 befindet, wodurch es möglich wird, den Raum 9, in welchem der Druck den atmosphärischen übersteigt, von der Umgebung durch zwei hermetisch dichte Mantel 1 zu isolieren.
Die Anwendung der Vorrichtungen gemäß Fig. 3 und 4 gestattet es, die Ausrüstung des Krangerätes, der Umlademaschine, des Umladebeckens und andere Ausrüstung außerhalb der Zone des hermelisch dichten Mantels 1 unterzubringen, was eine unbegrenzte Bedienung dieser Ausrüstung während der ganzen Betriebszeil des Reaktors ermöglicht.
Die erfindungsgemäße Vorrichtung zur Kontrolle eines mit dem Wärmeträgerverlust in einem Kernkraftwerk verbundenen Störfalls besitzt insbesondere folgende Vorteile gegenüber bekannten Systemen der Schutzmantel.
Dadurch, daß in kurzer Zeit ein Unteratmosphären-Druck in den Räumen der Reaktoranlage erzeugt wird, in die der Wärmeträger ausströmt und die radioaktiven Spaltprodukte ausgeschieden werden, hören etwa 10 — 15 min nach Beginn des Störfalls die Leckströme der radioaktiven Produkte in die Umgebung vollkommen auf, was deren Schutz gegen radioaktive Verunreinigungen verbessert.
Selbst beim hypothetischen Störfall mit vollem Schmelzen des ganzen Kernbrennstoffes, bei welchem ein Durchschmelzen des unteren Teils des Reaktorraumes erfolgt, wird der Auswurf der radioaktiven gasförmigen Produkte aus den Räumen der Reaktoranlage in die Umgebung infolge des im Reaktorraum bestehenden Unteratmosphären-Druckes praktisch ausgeschlossen sein. Für Vorrichtungen der Schutzmänte mit Überatmosphären-Druck ist es dagegen unmöglich den Auswurf der radioaktiven gasförmigen Produkte ii die Umgebung auszuschließen.
Der absolute Höchstdruck in den Räumen di· Reaktoranlage und im Raum der Luflbegrenzung ist un das Zwei· bis Dreifache geringer als für Vorrichtung».·! mit Volldruck-Schutzmänteln. Die Verminderung de Drucks gestattet es, die Baukosten einer solche Vorrichtung stark zu senken.
Die Vorrichtung verbessert die Verhältnisse für di Bedienung der Ausrüstung während der Arbeil dt Reaktors.
Hierzu 5 Blatt Zeichnungen
709 5*8/3

Claims (5)

Patentansprüche: ' einem erk ver ι
1. Vorrichtung zur Kontrolle eines Wärmeträgerverlust in einem Kernkra bundenen Störfalls; mit einem ersten Raum in die Ausrüstung des Wärmeträger-Kreises und mit einem mit ihm verbundenen Raum zum Sammeln von aus dem ersten Raum bei störfallbedingtem Druckanstieg in diesem infolge Leckströmung des Wärmeträgers verdrängter Luft, wobei zwischen den beiden Räumen ein passiver Dampfkondensator zur Kondensation des beim Aufsieden des Wärmeträgers entstehenden Wasserdampres installiert ist, wobei der erste Raum und der zweite Reuiti mittels eines Kanals untereinander verbunden sind, in dem am Eingang in den zweiten Raum ein Ventil und ein Kondensator angeordnet sind, dadurch gekennzeichnet, daß das Ventil als ein die Rückkehr der aus dem ersten Raum (2) verdrängten Luft verhinderndes Rückschlagventil (18) ausgebildet ist und daß der Kondensator (10) eine Durchperleinrichtung darstellt, die mindestens eine mit Kühlflüssigkeit gefüllte Rinne (11) und ein darüber angebrachtes Gehäuse (13) enthält, von dem ein Eintrittsteil (14) in die Rinne (11) abgesenkt ist >5 und mit deren Wänden (15) Kanäle (16) zum Eintritt eines Dampf-Luft-Gemisches in den Kondensator (10) bildet sowie ein Austrittsteil (17) mit dem Rückschlagventil (18) verbunden ist; und daß in an sich bekannter Weise zur Erzeugung von Unter- jo druck im ersten Raum (2) nach dem Störfall eine zusätzliche Kondensationseinrichtung (19) von Sprinkler-Bauart vorgesehen ist, die sich im ersten Raum (2) befindet sowie nach dem Ausströmen des Wärmeträgers in den ersten Raum (2) eingeschaltet und nach der Kondensation des ganzen ausgeschiedenen Dampfes ausgeschaltet wird.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch eine Vielzahl von Dampfkondensatoren (10), deren jeder mittels eines einzelnen Rückschlagventils (18) mit dem gemeinsamen zweiten Raum (9) verbunden ist.
3. Vorrichtung nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch eine Vielzahl von Dampfkondensatoren (10), deren jeder mittels eines einzelnen Rückschlagventils (18) mit einem eigenen zweiten Raum (9) verbunden ist, deren Anzahl der Anzahl der Dampfkondensatoren (10) entspricht.
4. Vorrichtung nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch mehrere Gruppen von Dampfkondensatoren (10), deren jede mit einem für die betreffende Gruppe gemeinsamen zweiten Raum (9) verbunden ist, wobei jeder Kondensator (10) in diesem Raum (9) mittels eines eigenen Rückschlagventils (18) in Verbindung steht.
5. Vorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Kondensatoren (10) übereinander angeordnet sind.
DE2525119A 1974-06-05 1975-06-05 Vorrichtung zur Kontrolle eines Störfalls in Kernkraftwerken Expired DE2525119C3 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU2026554A SU537389A1 (ru) 1974-06-05 1974-06-05 Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2525119A1 DE2525119A1 (de) 1976-01-15
DE2525119B2 true DE2525119B2 (de) 1977-12-01
DE2525119C3 DE2525119C3 (de) 1978-08-03

Family

ID=20585291

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2525119A Expired DE2525119C3 (de) 1974-06-05 1975-06-05 Vorrichtung zur Kontrolle eines Störfalls in Kernkraftwerken

Country Status (10)

Country Link
US (1) US4056436A (de)
JP (1) JPS51148196A (de)
CS (1) CS177368B1 (de)
DD (1) DD118955A1 (de)
DE (1) DE2525119C3 (de)
FI (1) FI751655A (de)
FR (1) FR2274120A1 (de)
GB (1) GB1476849A (de)
HU (1) HU172562B (de)
SU (1) SU537389A1 (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2931140A1 (de) * 1979-08-01 1981-02-19 Hochtemperatur Kernkraftwerk Druckentlastung fuer kernreaktoren im stoerfall

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2384324A1 (fr) * 1977-03-16 1978-10-13 Framatome Sa Puisard de recirculation pour les circuits d'injection de securite et d'aspersion d'un reacteur nucleaire
JPS5419083A (en) * 1977-07-12 1979-02-13 Toshiba Corp Pressure suppressing apparatus of reactor container
US4362693A (en) * 1979-10-03 1982-12-07 Bukrinsky Anatoly M System for mitigating consequences of loss of coolant accident at nuclear power station
DE2940511A1 (de) * 1979-10-05 1981-04-09 Vsesojuznyj teplotechničeskij naučno-issledovatel'skij institut imeni F.E. Dzeržinskogo, Moskva Reaktorsicherheitssystem zur begrenzung der folgen einer stoerung mit einem verlust des waermetraegers in einem atomkraftwerk
FR2468188A1 (fr) * 1979-10-19 1981-04-30 Teplotekhnichesky Inst Im Systeme de limitation des consequences d'une avarie liee a une perte de caloporteur, dans une centrale electrique atomique
FR2473774B1 (fr) * 1980-01-15 1986-01-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'aspersion automatique de l'enceinte de confinement d'un reacteur a eau pressurisee
DE3037468A1 (de) * 1980-10-03 1982-05-06 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Vorrichtung zum schutz des sicherheitsbehaelters eines kernkraftwerkes gegen ueberdruckversagen
JP2507694B2 (ja) * 1990-09-17 1996-06-12 株式会社日立製作所 原子炉設備
EP0681300A1 (de) * 1994-05-04 1995-11-08 General Electric Company Druckabbausystem
AT402352B (de) * 1995-03-30 1997-04-25 Urdl Franz Jos Ing Einrichtung zum verhindern hoher druckwellen bei explosionen in gebäuden, insbes. kernkraftwerken und reaktorgebäuden
IT1275709B1 (it) * 1995-03-30 1997-10-17 Finmeccanica Spa Impianto per lo smaltimento del calore dall'interno di una struttura di contenimento di un reattore nucleare
DE19653526C1 (de) * 1996-12-20 1998-06-10 Siemens Ag Druckhalter mit Sprühvorrichtung
ITTO20110763A1 (it) * 2011-08-11 2013-02-12 Marcopolo Engineering S P A Sistem I Ecologici Sistema per la cattura e/o lâ??abbattimento di emissioni nocive in atmosfera da un impianto in caso di incidente, particolarmente un impianto nucleare
CN104332206B (zh) * 2013-07-22 2017-02-08 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电站启/停堆工况的超压保护方法
CN104166794B (zh) * 2014-08-12 2017-10-27 广西防城港核电有限公司 一种核电站冷凝器特性试验采集分析***
RU2617712C2 (ru) * 2014-12-01 2017-04-26 Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Промышленности И Торговли Российской Федерации Устройство снижения аварийного давления и локализации последствий аварии в защитной оболочке при разгерметизации первого контура судовой (корабельной) атомной энергетической установки

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3022238A (en) * 1957-05-23 1962-02-20 Kolflat Alf Safety device for and method of protecting nuclear power plants
NL248734A (de) * 1959-02-24
GB909193A (en) * 1959-12-17 1962-10-31 Rolls Royce Improvements in or relating to power plant
US3307913A (en) * 1962-07-27 1967-03-07 Stone & Webster Eng Corp Vacuum producing apparatus for containment vessels
GB972901A (en) * 1965-08-24 1964-10-21 Atomic Energy Authority Uk Steam generating nuclear reactor systems
GB1081673A (en) * 1963-12-16 1967-08-31 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to pressurised nuclear reactor installations
US3379613A (en) * 1964-12-15 1968-04-23 Hitachi Ltd Post-incident device for nuclear reactors
FR1501356A (fr) * 1965-11-24 1967-11-10 Asea Ab Bâtiment pour réacteur nucléaire
US3438857A (en) * 1967-03-21 1969-04-15 Stone & Webster Eng Corp Containment vessel construction for nuclear power reactors
US3718539A (en) * 1971-03-31 1973-02-27 Combustion Eng Passive nuclear reactor safeguard system

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2931140A1 (de) * 1979-08-01 1981-02-19 Hochtemperatur Kernkraftwerk Druckentlastung fuer kernreaktoren im stoerfall
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall

Also Published As

Publication number Publication date
DD118955A1 (de) 1976-03-20
FR2274120A1 (fr) 1976-01-02
CS177368B1 (de) 1977-07-29
HU172562B (en) 1978-09-28
FI751655A (de) 1975-12-06
US4056436A (en) 1977-11-01
DE2525119A1 (de) 1976-01-15
GB1476849A (en) 1977-06-16
FR2274120B1 (de) 1977-07-22
JPS5747439B2 (de) 1982-10-08
DE2525119C3 (de) 1978-08-03
SU537389A1 (ru) 1976-11-30
JPS51148196A (en) 1976-12-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2525119C3 (de) Vorrichtung zur Kontrolle eines Störfalls in Kernkraftwerken
DE3435255C2 (de)
DE69016685T2 (de) System zur Wärmeabfuhr aus einem Behälter.
DE69409825T2 (de) Kernreaktor mit notkühlsystem und verfahren zur kühlung
DE69009367T2 (de) System zum Abführen der Reaktorkernzerfallswärme in einem Druckwasserreaktor.
DE2719613C2 (de) Gasgekühlter Hochtemperatur-Kernreaktor
DE2207870C3 (de) Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor
DE60127449T2 (de) Kühlsystem
DE3205836A1 (de) Notkuehlvorrichtung fuer einen wassergekuehlten kernreaktor
DE2519968A1 (de) Kernreaktor
EP0598787B1 (de) Sekundärseitiges nachwärmeabfuhrsystem für druckwasser-kernreaktoren
DE1917184A1 (de) Anlage zur Druckunterdrueckung bei Kernreaktoren
DE2346726A1 (de) Kernreaktoranlage
DE69807195T2 (de) Kernkraftwerk
DE1137810B (de) Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen
DE2521269C3 (de) Druckwasserreaktor
DE3425144C2 (de)
DE3130109A1 (de) "kerntechnische anlage"
DE2240067A1 (de) Kernenergieanlage in dezentralisierter kompaktbauweise
DE3446141A1 (de) In einem stahldruckbehaelter untergebrachte kernreaktoranlage mit einem gasgekuehlten ht-kleinreaktor
DE2944962A1 (de) Lagerbecken fuer brennelemente von kernreaktoren
DE1614631A1 (de) Kernkraftwerksanlage
DE2430725A1 (de) Druckwasserreaktoranlage
DE2940511C2 (de)
DE3917546C2 (de)

Legal Events

Date Code Title Description
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
8339 Ceased/non-payment of the annual fee