DE3141892C2 - Kernreaktoranlage - Google Patents
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Abstract
Die Erfindung betrifft eine in einem zylindrischen Stahldruckbehälter angeordnete Kernreaktoranlage mit einem gasgekühlten Hochtemperaturreaktor. Zum Schutz der Anlage gegen äußere Einwirkungen sowie zum Schutz der Umgebung vor der Anlage ist der Stahldruckbehälter von einer zweischaligen Sicherheitshülle aus Beton umgeben. In der inneren Betonschale befindet sich ein im Naturumlauf betriebenes Betonkühlsystem, das mittels eines zweiten Kühlwassersystems rückgekühlt wird. Die Figur 2 zeigt die beiden Kühlsysteme. Normalerweise führt das Betonkühlsystem die durch Strahlung im Beton induzierte Wärme ab; im Störfall übernimmt es bei Ausfall der sonst dafür vorgesehenen Nachwärmeabfuhr-Einrichtungen das Abführen der Nachwärme.
Description
Die Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage, bestehend
aus einem gasgekühlten Hochtemperaturreaktor, im Kühlgaskreislauf angeordneten wärmetauschenden
Apparaten und diesen nachgeschalteten Umwälzgebläsen, wobei alle diese Komponenten in einem zylindrischen
Stahldruckbehälter untergebracht sind und die Kernreaktoranlage einen biologischen Schild aufweist.
Stand der Technik sind Anlagen, bei denen ein Hochtemperaturreaktor
zur nuklearen Erzeugung von Wärme und die Apparate, die der Nutzung der gewonnenen
Wärme dienen, gemeinsam in einem Druckbehälter installiert sind. Die Abführung der Wärme erfolgt hierbei
durch ein Kühlgas, das mit Hilfe von Gebläsen in einem geschlossenen Kreislauf (Primärkreislauf) durch den
Reaktorkern und die wärmetauschenden Apparate umgewälzt wird. Zur Abfuhr der Nachwärme können beso^ere
Einrichtangen wie Hilfswärmetauscher und
Hilfsgebläse vorgesehen sein; es ist jedoch auch möglich, durch besondere Anordnung und Auslegung der
Primärkreislaufkomponenten auf derartige Einrichtungen zu verzichten.
So sind beispielsweise bei dem Thorium-Hocbtemperaturreaktor (THTR-300) die Wärmetauscher und Gebläse
sowie die sekundärseitigen Stränge und die Komponenten derselben derart ausgebildet, daß die gesamte
Nachwärme über die primärseitigen Betriebssysteme der Wärmetauscher abgeführt wird. Der Strömungsversauf
des Kühlgases von oben nach unten durch den Reaktorkern und von unten nach oben durch die Wärmetauscher
gleicht in diesem Falle dem Strömungsverlauf im Normalbetrieb. Zur gesicherten Nachwärmeabfuhr
müssen jedoch die Gebläse jederzeit funktionsbereit sein, um den Kaltgasbereich nicht durch in freier Konvektion
aufsteigendes Heißgas zu gefährden. Die Funktion des biologischen Schiides wird bei diesem Kernreaktor
von dem Spannbetondruckbehälter übernommen, der in einer zentralen Kaverne den Kernreaktor und die
Wärmetauscher aufnimmt Der Spannbetondruckbehälter dient nicht nur der Strahlenabschirmung, sondern
bildet auch den vollständigen, druckfesteü Abschluß der Kernreaktoraniage.
Bei einer weiteren Kernreaktoraniage mit einem gasgekühlten Hochtemperaturreaktor, der AVR-Anlage,
ist der Wärmetauscher oberhalb des Kernreaktors angeordnet, und das Kühlgas strömt von unten nach oben
sowohl durch den Reaktorkern als auch durch den Wärmetauscher. Bei Ausfall der unterhalb des Kerns befindlichen
Gebläse wird die Nachwärme durch Naturkonvektion an die den Reaktorkern umgebenden Einbauten
abgeführt. Diese umfassen neben einem Refiektormantel
aus Graphit einen den Graphitmantel umschließenden Kohlestein-Mantel, der zur Abschirmung und Wärmeisolierung
dient. Zum sichel en Einschluß von freigesetzten Spaltprodukten sind die genannten Einbauten
von einem doppelten gasdichten Stahldruckbehälter umgeben. Als biologischer Schild fungiert eine zwischen
den beiden Stahldruckbehältern befindliche Schüttung aus Magnetit und Limonit.
Bekannt ist es ferner (DE-AS 12 27 160), eine Kernreaktoraniage mit einem Stahldruckbehälter, in dem ein
gas- oder flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor installiert
ist, mit einem biolog'schen Schild zu versehen, der aus einem geschlossenen Innengehäuse aus Beton und einem
im Abstand zu diesem angeordneten Außengehäuse aus demselben Werkstoff besteht An dem Innengehäuse
ist der Stahldruckbehälter abgestützt, an den mehrere Leitungen zur Zuführung und Abführung des
Reaktorkühlmittels angeschlossen sind; diese führen zu einem außerhalb des biologischen Schildes befindlichen
Verbraucher. Der Raum zwischen dem Innengehäuse und dem Außengehäuse ist mit Wasser gefüllt das zum
Entspannen von aus dem Stahldruckbehälter entwichenem Kühlmittel oder zum Überfluten des Reaktorkerns
verwendet wird, Es ist auch möglich, dieses Wasser zum Kühlen des Innengehäuses zu benutzen.
Ausgangslage der vorliegenden Erfindung ist die oben erwähnte AVR-Anlage, bei der alle Kreislaufkomponenten
in einem Stahldruckbehälter angeordnet sind. Aufgabe der Erfindung ist es, bei einer derartigen Anlage
den biologischen Schild so auszugestalten, daß einmal die Anlage gegen Einwirkungen von außen geschützt
und für die Umgebung ein sicherer Schutz ge-
gen Strahlung sowie gegen die Folgen innerhalb der Anlage auftretender Störfälle gegeben ist und daß zum
anderen die Abfuhr von Nachwärme bei Störfällen mit Sicherheit gewährleistet ist.
Gemäß der Erfindung wird diese Aufgabe dadurch gelöst, daß der biologische Schild in an sich bekannter
Weise von einer aus zwei konzentrisch und mit Abstand voneinander angeordneten, im wesentlichen zylindrischen
Betonschalen bestehtnden Sicherheitshülle gebildet ist, die d"n Stahldruckbehälter allseitig eng umschließt
und an deren innerer Betonschale sich der Stahldruckbehälter abstützt, daß zur Kühlung der inneren
Betonschale ein im Naturumlauf betriebenes, aus einem mit unter Atmosphärendruck stehendem Wasser
gefüllten ringförmigen I iochbehälter sowie einer Vielzahl von mit dem Hochbehälter verbundenen senkrechten
Steigrohren und Fallrohren bestehendes Betonkühlsystem mit in geschlossenem Kreislauf umlaufendem
Kühlwasser vorgesehen ist, wobei der Hochbehälter auf die innere Betonschale aufgesetzt ist, die Steigrohre auf
der dem Stahldruckbehälter zugewandten Seite und die Fallrohre auf der der äußeren Betonschale zugewandten
Seile innerhalb der inneren Betonschale rngeordnet
sind, und daß zur Abführung der in dem Hochbehälter anfallenden Wärme nach außen ein zweites Kühlsystem
vorgesehen ist.
Die Sicherheitshülle gemäß der Erfindung wirkt nicht nur als biologischer Schild, durch den eine ausreichende
Strahlenabschirmung des Kernreaktors und der anderen Primärkreiskomponenten erreicht wird, sondern sie
sorgt auch bei unterstellter Aktivitätsfreisetzung aus dem Stahldruckbehälter für den sicheren Einschluß der
Anlage bei Leckagen aus dem Primärkreislauf und bei Druckentlastungsstörfällen, bildet also neben der Einschließung
des Kühlgases im Stahldruckbehälter eine weitere Barriere zur Rückhaltung von Spaltprodukten
(eine erste derartige Barriere sind bei einem Kernreaktor mit kugelförmigen Brennelementen, die den Spaltstoff
in Form von beschichteten Teilchen enthalten, die Brennelemente selbst). Von der Sicherheitshülle werden
die Leckagen des Primärkreislaufs so lange zurückgehalten, daß eine kontrollierte Ableitung des Kühlgases
über Filter oder eine Gasreinigungsanlage an die Umgebung gewährleistet ist
Weiterhin übernimmt die Sicherheitshülle den Schutz der Kernreaktoranlage gegen Einwirkungen von außen;
solche Einwirkungen können beispielsweise Erdbeben, Flugzeugabstürze oder auch Explosionsdruckwellen
sein. Gleichzeitig dient die Sicherheitshülle als Stützkonstruktion für den Stahldruckbehälter. Die äußere
Betonschale hat noch die Funktion eines Reaktorschutzgebäudes, während die innere Betonschale den
Trümmer· und Splitterschutz übernimmt.
Um diese unterschiedlichen Aufgaben erfüllen zu können, muß der Beton der Sicherheitshülle vor unzulässiger
Erwärmung geschützt werden. Daher sind gemäß der Erfindung das oben beschriebene Betonkühlsystem
und das Rückkühlsystem für dieses vorgesehen. Durch das Betonkühlsystem werden normalerweise die
durch Strahlung im Beton induzierte Wärme und die Wärmeverluste des Stahldruckbehälters abgeführt. Die
Wärmeaufnahme von dem Stahldruckbehälter erfolgt im wesentlichen durch Wärmestrahlung; die Ableitung
der Wärme aus dem Beton geschieht durch direkten Kontakt. <
Über dieses be»5iebliche Betonkühlsystem wird auch
die Nachwärme abgeführt, falls durch einen Störfall die normalweise die Nacirvärmeabfuhr übernehmenden
Einrichtungen ausfallen. Als Nachwärmeabfuhreinrichtungen kommen zunächst die Wärmetauscher-Gebläse-Einheiten
mit dem betrieblichen Sekundärkreislauf bzw. einem Hilfskühlsystem in Betracht. Auch bei Ausfall der
Gebläse kann die primärseitige Nachwärmeabfuhr sichergestellt werden, wenn der Kühlgasdruck im primärkreislauf
hoch genug ist, daß sich eine ausreichende Naturkonvektion einstellt und aufrechterhalten läßt. Fällt
jedoch die primärseitige Wärmesenke aus, so wird die
ίο Nachwärme über Naturkonvektion, Leitung und Strahlung
an den Stahldruckbehälter abgegeben, von dem die Wärme im wesentlichen durch Strahlung an das in dem
Betonkühlsystem umlaufende Wasser übertragen wird. Selbst bei Kühlgasverlust (Druckentlastungsstörfall)
und Ausfall sämtlicher Kühlung im Primärkreis wird die Nachwärme über die Oberfläche des Stahldruckbehälters
an das Betonkühlsystem abgegeben, ohne daß im erhöhten Maße Spaltprodukte aus den Brennelementen
freigesetzt werden.
Fällt die Rückkühlung des Betonkühlsystems teilweise oder ganz aus, so dampft der Wa-.'-arinhalt des Hochbehälters
und des Rohrsystems mit L-iwa 2 bis 3 t/h aus.
Je nach Volumen und Wasservorlage des Hochbehälters kann damit ohne aktive Maßnahmen die Nachwärmeabfuhr
über mehrere Tage sichergestellt werden.
Die Temperaturen des Stahldruckbehälters bleiben bei einem solchen hypothetischen Störfall deutlich unter
400 0C. Vorteilhafterweise ist an dem Hochbehälter eine
Einrichtung zum Nachspeisen von Wasser vorgesehen. Durch Betätigung dieser Einrichtung kann entweder
nach dem Ausdampfen des Betonkühlsystems die Nachwärmeabfuhr beliebig lange aufrechterhalten oder
es kann das Betonkühlsystem auf eine höhere Abwärmeleistung gefahren werden.
Es ist zweckmäßig, mit dem Hochbehälter eine Abblaseleitung zu verbinden und in dieser Leitung ein
Überdruckventil anzuordnen.
Da die Wärmeübertragung von dem Suhldruckbehälter auf die Steigrohre des Betonkühlsystems im wesentlichen
durch Strahlung erfolgt, kann es vorteilhaft sein, die Steigrohre mit azimutalen Flossen bzw. mit
eher Flossenwand auszurüsten. Es können auch Kühlplatten aus Gußmaterial an den Steigrohren angebracht
sein.
In der Zeichnung ist ein Ausführungsbeispiel der erfindungsgemäßen
Kernreaktoranlage schematich dargestellt. Die Figuren zeigen im einzelnen
F i g. 1 die gesamte Kernreaktoranlage im Längsschnitt, aber ohne Betonkühlsystem,
F i g. 2 eine verkleinerte und stark vereinfachte Darstellung der Kernreaktoranlage mit dem Betonkühlsystem.
Die F i g. 1 läßt einen mehrteiligen zylindrischen Stahlriruckbehälter 1 erkennen, dessen einzelne Teile
uuren Flansche 2 miteinander verbunden sind. In dem Stahldruckbehälter 1 ist eine Kernreaktoranlage installiert,
die aus einem im unteren Teil des Behälters befindlichen HT-Kleinreaktor mit einer Leistung von
100 MWe und einem im oberen Behälterteil angeordneten Wärmenut2 jngssystem besteht, das mehrere
Dampferzeuger und diesen nachgeschaltete Umwälzgebläse umfaßt. Von den genannten Komponenten sind
nur die Umwälzgebläse 3 gezeigt, die unten seitlich an dem oberen Teil des Stahldruckbehälters 1 angebracht
sind. Der Stahldruckbehälter 1 stützt sich auf einem Konsolenring 4 aus £eton ab.
Eng um den Stahldruckbehälter 1 ist eine Sicherheitshülle 5 angeordnet, die aus zwei im wesentlichen zylin-
drischen Betonschalen, der inneren Betonschale 6 und der äußeren Betonschale 7, sowie aus einer monolithisch
mit den beiden Betonschalen verbundenen Betondecke 9 besteht; der Konsolenring 4 ist ebenfalls in die Sicherheitshülle
5 integriert. Die Sicherheitshülle 5 ist auf zwei 5 Unterstützungsringen 10 und 11 aus Beton aufgelagert;
auch mit diesen Ringen ist sie monolithisch verbunden. Zwischen den beiden Betonschalen 6 und 7 befindet sich
ein Ringraum 8, der eingeschränkt begehbar ist und als Arbeitsraum benutzt werden kann.
In der Betondecke 9 wie auch im mittleren Mantelbereich der Sicherheitshülle 5 sind mehrere große Durchbrüche
vorgesehen, die mit abnehmbaren druckfesten und gasdichten Deckeln 12 verschlossen sind. Der
Durchbruch 13 in der Betondecke 9 gestattet den Zugang zu den Dampferzeugern und ermöglicht auch den
Ausbau dieser Komponenten. Die im Mantelbereich der Sicherheitshülle 5 vorgesehenen Durchbrüche 14 nehmen
in der inneren Betonschale 6 die Umwälzgebläse 3 auf; die äußere Betonschaie, in die die Deckei i2 eingesetzt
sind (in der F i g. 1 ist einer der Deckel 12 entfernt), zeigt im Bereich der Durchbrüche 14 eine Verstärkung.
Durch die Durchbrüche 14 können die Umwälzgebläse 3 ausgebaut bzw. es können Wartungs- und Reparaturarbeiten
an ihnen vorgenommen werden.
Im Bereich der mittleren Flansche 2 des Stahldruckbehälters weist die innere Betonschale 6 eine nach innen
vorspringende Verdickung 6 auf. An dieser stützt sich ein Ring 16 ab, der auf den Stahldruckbehälter 1 aufgesetzt
ist. Er dient als Erdbebensicherung für den Stahldruckbehälter 1.
Im Konsolenring 4 sind Durchführungen 17 für ein aus Absorberstäben und deren Antriebseinrichtungen
bestehendes Abschaltsystem 18 vorgesehen; eine zentrale Durchführung 19 nimmt ein Kugelabzugsrohr 20
auf (wenn der HT-Kleinreaktor mit kugelförmigen Brennelementen betrieben wird). Die Speisewasserzuführnncrgn
21 sowie dis Frischdsn^flsitur^en 22 der
Dampferzeugers ind außerhalb der Sicherheitshülle 5 in dem Reaktorgebäude 23, das die Sicherheitshülle 5 umgibt,
nach unten verlegt und treten horizontal durch den Unterstützungsring 11 hindurch.
Für eine Kernreaktoranlage der oben angegebenen Leistung mit vier Dampferzeugern haben die beiden
Betonschalen 6 und 7 zusammen mit dem Ringraum 8 eine Dicke von ca. 2,70 m. Davon entfallen auf die innere
Betonschale 0,70 m Wandstärke und auf den Ringraum 8 eine Breite von 0,80 m.
Um die innere Betonschale 6 vor einer thermischen Überbeanspruchung zu schützen, weist die Sicherheitshülle
5 ein Betonkühlsystem 24 auf, das gleichzeitig die Aufgabe hat, bei Ausfall der primärseitigen Nachwärmeabfuhreinrichtungen
in der Kernreaktoranlage das Abführen der Nachwärme zu übernehmen. Das Betonkühlsystem
24, das im Naturumlauf betrieben wird, ist in der F i g. 2 dargestellt
Das Betonkühlsystem 24 umfaßt einen ringförmigen Hochbehälter 25, der unter Atmosphärendruck steht,
sowie ein aus einer Vielzahl von Steigrohren 26 und Fallrohren 27 bestehendes Rohrsystem, in dem Kühlwasser
in einem geschlossenen Kreislauf umläuft und das mit dem Hochbehälter 25 verbunden ist Der Hochbehälter
25, der ca. 100 m3 Wasser aufnimmt, ist auf die
innere Betonschale 6 aufgesetzt Er ist mit einem zweiten Kühlsystem 28 verbunden, in dem ebenfalls Kühlwasser
umläuft Dieses zweite Kühlwassersystem führt
die in dem Hochbehälter 25 anfallende Wärme nach draußen ab.
Die Steigrohre 26 sind innerhalb der inneren Betonschale 6 auf der dem Stahldruckbehälter 1 zugewandten
Seite installiert; die Fallrohre 27 befinden sich auf der der äußeren Betonschale 7 zugekehrten Seite.
Die Steigrohre 26 können mit azimutalen Flossen oder mit einer Flossenwand versehen sein (nicht dargestellt).
Mit dem Hochbehälter 25 ist eine nach draußen aus der Sicherheitshülle 5 führende Abblaseleitung 29
verbunden, in der ein Überdruckventil 30 angeordnet ist. Mittels einer (nicht gezeigten) Einrichtung zum
Nachspeisen von Wasser ist es jederzeit möglich, den Wasservorrat in dem Hochbehälter 25 zu ergänzen.
Bei der Nachwärmeabfuhr aus dem Primärkühlkreislauf wird die Wärme im wesentlichen von dem Stahldruckbehälter
1 durch Strahlung auf die innere Betonschale 6 der Sicherheitshülle 5 übertragen. Die Aufnahme
der Wärme durch das in den Steigrohren 26 aufsteigende Wasser erfolgt durch Wärmeleitung. Die Wärme
wird in den Hochbehälter 25 transportiert und dort an das zweite Kühiwassersystem 28 abgegeben.
Bei Ausfall des Kühlwassersystems 28 heizt sich das Wasser in dem Hochbehälter 25 auf und wird verdampft.
Auch unter diesen Bedingungen kann die Nachwärmeabfuhr ohne aktive Maßnahmen für 2 bis 3 Tage
aufrechterhalten werden. Muß ein längerer Zeitraum in Anspruch genommen werden, so kann durch die Einrichtung
zum Nachspeisen von Wasser der Hochbehälter 25 wieder aufgefüllt werden.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (5)
1. Kernreaktoranlage, bestehend aus einem gasgekühlten
Hochtemperaturreaktor, im Kühlgaskreis-Iauf angeordneten wärmetauschenden Apparaten
und diesen nachgeschalteten Umwälzgebläsen, wobei alle diese Komponenten in einem zylindrischen
Stahldruckbehälter untergebracht sind und die Kernreaktoranlage einen biologischen Schild aufweist,
dadurch gekennzeichnet, daß der
biologische Schild in an sich bekannter Weise von einer aus zwei konzentrisch und mit Abstand voneinander
angeordneten, im wesentlichen zylindrischen Betonschalen (6, 7) bestehenden Sicherheitshülle (5) gebildet ist, die den Stahldruckbehälter (1)
allseitig eng umschließt und an deren innerer Betonschale (6) sich der Stahldruckbehälter (1) abstützt,
daß zur Kühlung der inneren Betonschale (6) ein im Naturumlacf betriebenes, aus einem mit unter Atmosphärendruck
stehendem Wasser gefüllten ringförmigen Hochbehälter (25) sowie einer Vielzahl von mit dem Hochbehälter (25) verbundenen senkrechten
Steigrohren (26) und Fallrohren (27) bestehendes Betonkühlsystem (24) mit in geschlossenem
Kreislauf umlaufendem Kühlwasser vorgesehen ist, wobei der Hochbehälter (25) auf die innere Betonschale
(6) aufgesetzt ist, die Steigrohre (26) auf der dem Stahldruckbehälter (1) zugewandten Seite und
die Fallrohre (27) auf der der äußeren Betonschale (7) zugewandten Seite innerhalb der inneren Betonschale
(6) angeordnet s.;!id, unc' daß zur Abführung
der in dem Hochbehälter (25) anfallenden Wärme nach außen ein zweites Kühisystf "n (28) vorgesehen
ist.
2. Kernreaktoraniage nach Anspruch Ί, dadurch
gekennzeichnet, daß an dem Hochbehälter (25) eine Einrichtung zum Nachspeisen von Wasser vorgesehen
ist.
3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Hochbehälter (25) mit einer
Abblaseleitung (29) vorgesehen ist, in der ein Überdruckventil (30) angeordnet ist.
4. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß an den Steigrohren (26) azimutal
angeordnete Flossen angebracht sind bzw. eine Flossenwand vorgesehen ist.
5. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß an den Steigrohren (26) Kühlplatten aus Gußmaterial angeordnet sind.
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1982
- 1982-10-22 JP JP57184791A patent/JPS5880596A/ja active Granted
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1985
- 1985-04-22 US US06/724,959 patent/US4752439A/en not_active Expired - Fee Related
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Publication number | Publication date |
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JPS5880596A (ja) | 1983-05-14 |
US4752439A (en) | 1988-06-21 |
JPH032276B2 (de) | 1991-01-14 |
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Legal Events
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OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
8127 | New person/name/address of the applicant |
Owner name: HOCHTEMPERATUR-REAKTORBAU GMBH, 4600 DORTMUND, DE |
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D2 | Grant after examination | ||
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