DE3302773A1 - Druckwasser-kernreaktoranlage - Google Patents

Description

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Augsburg, den 25. Januar 1983 Anw.Aktenz.: W.1130

Westinghouse Electric Corporation, Westinghouse Building, Gateway Center, Pittsburgh, Pennsylvania 15222, V.St.A.

Druckwasser-Kernreaktoranlage

Die Erfindung betrifft eine Druckwasser-Kernreaktoranlage nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.

Insbesondere bezieht sich die Erfindung auf eine Schutzeinrichtung für den Reaktor zur Aufrechterhaltung von dessen Kühlung bei einem unfallbedingten Austritt von Kühlwasser aus dem Kühlsystem.

Bei Druckv/asserreaktoren wird die durch gesteuerte Kernreaktion freigesetzte wärme zur Dampferzeugung ausgenützt. Dieser Dampf treibt Turbinen-Generator-Sätze zur Erzeugung elektrischer Energie an. Zur Beherrschung und Begrenzung der radioaktiven Kontamination auf einen bestimmten Bereich der Anlage wird der Dampf indirekt

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mittels Wärmeaustauschern erzeugt, die primärseitig durch das als Primärkühlmittel durch den Reaktorbehälter und daran angeschlossene Primärkühlschleifen zirkulierte Druckwasser gespeist werden.
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Dieses Wasser wird unter hoher Temperatur und hohem Druck durch die Primärkühlschleifen hindurchzirkuliert. Im Falle eines Leitungsbruches in einer Kühlschleife muß trotzdem weiterhin Wasser durch das Reaktorkühlsystem hindurchzirkuliert werden, um eine ausreichende Abführung der Zerfallswärme aus dem Reaktorkern bis zur Abschaltung des Reaktors sicherzustellen. Demzufolge würde im Falle eines solchen Leitungsbruches ein ständiger Wasserstrom durch den Reaktorkern hindurchströmen und an der Bruchstelle auf den Boden des Reaktorgebäudes auslaufen.

Bei bekannten Reaktoranlagen sind der Reaktorbehälter und die einzelnen Primärkühlschleifen in einem großen, aus Stahlbeton bestehenden Reaktorgebäude untergebracht.

Außer dem Schutz des Reaktors und der übrigen Komponenten der Reaktoranlage gegen äußere Einwirkungen dient das Reaktorgebäude auch als Barriere gegen einen Austritt radioaktiven Kühlmittels in die Umgebung im Falle eines unfallbedingten Kühlmittelverlustes aus dem Kühlsystem.

Im Falle eines größeren Leitungsbruches in einem Druckwasser-Kühlsystem würde der entstehende Druckabfall und Kühlmittelverlust einen "Blow-down" im Reaktor verursachen, d. h. das im Reaktorkern befindliche Wasser würde schnell verdampfen und zusätzlich das Kühlwasser aus dem Reaktorbehälter herausdrücken. Ein solcher größerer Leitungsbruch könnte also ein Trockensetzen und eine mögliche Zerstörung des Reaktorkerns zur Folge haben. Infolgedessen sind bei bekannten Anlagen Sicherheitskühlsysteme vorgesehen, die im Falle eines unfallbedingten·

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Kühlmittelverlustes zusätzliches Kühlmittel zum Fluten des Reaktors einpumpen. Bei manchen dieser Systeme stellt ein Druckspeicher im Falle des Auftretens eines Druckabfalls im Kühlsystem zusätzliches Kühlmittel zur Verfügung. Bei anderen Sicherheitssystemen, beispielsweise gemäß der US-PS 3 929 567, sind, zur zusätzlichen Notkühlung dienende Kühlwasserbehälter erheblich höher als der Reaktorbehälter angeordnet, so daß das Notkühlmittel aufgrund der Schwerkraft in den Reaktor hinein abläuft. Weitere Notkühlsysteme, wie sie beispielsweise in der US-PS 4 050 983 und in der US-PS 4 110 614 beschrieben sind, weisen einen Flutungstank auf, der im Falle eines unfallbedingten Kühlmittelverlustes im Kühlsystem durch Zerstörung einer Bruchplatte zum Einsatz gebracht wird.

Bei manchen Systemen ist eine Notkühlwasserzufuhr zum Wiederfluten des Reaktorkerns nach dem Wiederfüllen des unteren Verteilerraumes und des abwärts führenden Einlaßkanals des Reaktorbehälters durch den Druckspeicher vorgesehen. Diese Notkühlwasserversorgung ist in einem Nebengebäude untergebracht und mit dem Reaktor über eine Ansaugleitung und redundante Sicherheitspumpen verbunden. Bei diesen bekannten Systemen müssen die Pumpenansaugleitungen nach Erschöpfung des Wasservorrats im Notkühlwasser-Speichertank auf den Sumpf des Reaktorgebäudes umgeschaltet werden. Dabei ist kein Mehrfachsystem vorhanden, um den Reaktorkern zu fluten, wenn trotz Redundanz die Sicherheitspumpen versagen sollten. Außerdem sind die zum Wiederfluten des Reaktorkerns vorgesehenen Pumpen für weit unterhalb des normalen Betriebsdruckes des Reaktorkühlsystems liegende Betriebsdrücke ausgelegt.

Zusätzlich zu dem Sicherheitsflutungssystem werden auch andere Hilfssysteme zur Unterstützung des normalen Kühlbetriebs und des Notkühlbetriebs der Reaktoranlage

herangezogen. Zu diesen Hilfssysteitien gehören Sprüh— systeme im Reaktorgebäude und das normale Kühlsystem zur Abführung der Zerfallswärme im normalen Reaktorbetrieb oder zur Abführung der Restwärme. Diese Systeme werden im allgemeinen aus dem gleichen Wasserspeichertank gespeist. Bei manchen Systemen, beispielsweise nach der US-PS 4 104 119, dient der Hilfswasserspeichertank auch als Wärmeabfluß und als Notwasserversorgung für den Dampferzeuger.

Der erhebliche Umfang der Querverbindungen zwischen den einzelnen Hilfsystemen außerhalb des Reaktorgebäudes hat zur Folge, daß auch sämtliche Ventile, Pumpen, Wärmeaustauscher und weitere Ausrüstungskomponenton in einem Hilfsgebäude vom Reaktorgebäude entfernt angeordnet sind. Dies erfordert sowohl bei der Abführung der Zerfallswärme im normalen Reaktorbetrieb als auch bei einem unfallbedingten Kühlmittelverlust die Notwendigkeit, radioaktives Kühlwasser aus dem Reaktorgebäude in das Hilfsgebäude zu zirkulieren. Das Hilfgebäude ist entsprechend den Hilfssystemen in Kammern unterteilt und entsprechend den geltenden Vorschriften so ausgelegt, daß es einen Kühlmittelleckstrom vorgegebener Größe während einer begrenzten Zeitdauer aufnehmen kann. Wenn jedoch der Leckstrom das zugrundegelegte Maß übersteigt oder über die zugrundegelegte Zeitdauer hinaus anhält, besteht die Möglichkeit, daß die Leckmenge nicht mehr aufgenommen werden kann. Außerdem reichen die Tanks des Hilfsgebäudes nicht aus, um das Volumen des kontaminierten Verlustwassers aus dem Reaktorgeoaude aufzunehmen. Daher besteht auch die Möglichkeit, daß kontaminiertes Wasser das Hilfsgebäude überschwemmt. Als weiteres Problem kommt noch hinzu, daß wenn die Tanks des Hilfsgebäudes brechen sollten, keine Wasserquelle für das Notkühlsystem mehr zur Verfügung steht, um ein Abschmelzen des Reaktorkerns und einen

Bruch des Reaktorgebäudes nach einem unfallbedingten Kühlmittelverlust zu verhindern.

Demzufolge besteht die Notwendigkeit, eine Zirkulation radioaktiven Wassers durch das.Hilfsgebäude zu vermeiden.

In Anlagen, wie sie beispielsweise in der US-PS 4 092 490 beschrieben sind, ist das Reaktorgebäude mit Anbauten versehen, die' zum Schutz der Rohrleitungen und Ventile in dem an das Reaktorgebäude angrenzenden Bereich dienen. Bei weiteren bekannten Anlagen werden Anbauten des Reaktorgebäudes dadurch vermieden, daß die Hilfsausrüstung zwischen der inneren Schale und der äußeren Umfassung des Reaktorgebäudes angeordnet ist. JSin Beispiel einer solchen Anlage ist in der US-PS 3 929 568 gezeigt. Bei allen diesen bekannten Anlagen ist jedoch das Notkühlwasser nicht auf das Reaktorgebäude beschränkt.

Infolgedessen besteht bei allen diesen bekannten Anlagen die Möglichkeit eines Austritts von radioaktivem Wasser außerhalb des Reaktorgebäudes im Falle eines unfallbedingten KühlmittelVerlustes. Demgemäß ist eine Anlage anzustreben, die sich durch einen besseren Schutz des Reaktorkerns gegen die Folgen eines unfallbedingten Kühlmittelwasserverlustes und durch beträchtliche Verminderung der Möglichkeit des Austritts radioaktiven Kühlmittels außerhalb des Reaktorgebäudes auszeichnet.

Ferner ist es im allgemeinen weder wirtschaftlich noch praktisch durchführbar, eine Kernreaktoranlage nach einem unfallbedingten Kühlmittelverlust sofort wieder auf den normalen Reaktorbetrieb zurückzufahren. Ein

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Reaktorgebäude verfügt über keine besonderen Mittel zur Begrenzung oder Steuerung des Ausbreitens von aus einer Kühlschleife ausgetretenem Kühlmittel innerhalb des Gebäudes. Das Wiederaufnehmen ausgelaufenen Kühlmittels und das Reinigen der Reaktoranlage stellt daher eine sehr zeitraubende und teuere Maßnahme dar. Wenn der Brennstoffaustausch-Wasserspeichertank entleert ist/ werden das Restwärme-Abfuhrsystem, das Sicherheitsflutungssystem, die Sprühsysteme für das Reaktorgebäude und andere Hilfssysteme an den Reaktorgebäudesumpf als Wasserquelle angeschlossen. In disem Fall versprüht das Gebäudesprühsystem hoch radioaktives Wasser im gesamten Reaktorgebäude. Die Wiederzugänglichmachung des Reaktorgebäudes erfordert daher in diesem Fall eine Ferndekontamination des gesamten Gebäudes sowie die Beseitigung und Aufarbeitung von etwa 2 Millionen Litern radioaktiven Wassers. Infolgedessen besteht auch das Bedürfnis nach einer Anlage, die möglichst schnell wieder in einen betriebsfähigen Zustand gebracht und wieder in Betrieb genommen werden kann.

Schließlich ist kein geeigneter Mechanismus zur dynamischen Prüfung der Pumpen und der zugeordneten Ventile und Rohrleitungen vorhanden. Beispielsweise kann in manchen Anlagen die Leistungsfähigkeit nur während Brennstoffaustauscharbeiten überprüft werden, wenn der Deckel des Reaktorbehälters abgenommen ist. Aber selbst dann ist eine arbeitsintensive und zeitraubende Prozedur erforderlich, um nur einige wenige Daten zu erhalten, aus welchen dann der gesamte Umfang der Leistungsfähigkeit extrapoliert wird.

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde/ eine Reaktoranlage mit einem Sicherheitssystem zu schaffen, das nach einem Reaktorunfall eine schnelle Wiederherstellung der Betriebsfähigkeit und Wiederaufb nähme des normalen Reaktorbetriebs ermöglicht und außerdem die Möglichkeit der jederzeitigen überprüfung der Pumpen, Ventile und Rohrleitungen zuläßt, um dadurch die Wahrscheinlichkeit eines Unfalls weitgehend auszuschließen.
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Diese Aufgabe wird gemäß der Erfindung bei einer gattungsgemäßen Kernreaktoranlage durch die im kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 angegebene Anordnung gelöst.

Vorzugsweise weist die Reaktoranlage einen Kernflutungstank auf, der an die zum Reaktorbehälter führende Flutungsleitung angeschlossen ist. Dieser Kernflutungstank wirkt mit einem Speicher zusammen, um nach einem Kühlmittelverlust und einem "Blow-down" des Reaktorkerns Wasser in den Reaktorbehälter zum Wiederfluten des Reaktorkerns einzuschießen.

Weiter ist vorzugsweise das Reaktorgebäude mit einer Pumpenkammer für die Pumpenbaugruppe ausgestattet. Die Pumpenbaugruppe umfaßt eine Flutungspumpe und eine Gebäudesprühpumpe zusammen mit den Ventilen zum Verbinden und Trennen dieser Pumpen mit dem Notwasserspeichertank und dem Brennstoffaustausch-Wasserspeichertank .

Außerdem ist die Gebäudesprühpumpe vorzugsweise mit dem Brennstoffaustausch-Wasserspeichertank verbunden, um beim Auftreten eines Zustande hohen Druckes im Reaktorgebäude Wasser in das Reaktorgebäude einzusprühen. Darüberhinaus ist zwischen dem ReaKtor-

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behälter und dem Notwasserspeicherbehälter ein Notkühlungswärmeaustauscher zur Kühlung des in den Notwasserspeicherbehälter zurückgeleiteten Wassers unter seine Sättigungstemperatur vorgesehen. 5

Kin Ausführungsbeispiel der Erfindung wird nachstehend unter Bezugnahme auf die anliegenden Zeichnungen mehr im einzelnen beschrieben. In den Zeichnungen zeigt:
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Fig. 1 In perspektivischer Ansicht eine

Kernreaktoranlage nach aer Erfindung,

Fig. 2 ' einen Horizontalschnitt durch die Anlage nach Fig. 1 entsprechend der

Linie H-II in Fig. 1,

Fig. 3 einen Vertikalscynitt durch die Anlage nach Fig. 1 entsprechend der Linie IH-III in Fig. 1,

Fig. 4 ein Funktionsschema der Anlage, das

den Sicherheitsflutungsbetrieb zeigt,

Fig. 5 ein Funktionsschema der Anlage im

Rezirkulationssprühbetrieb nach Erschöpfung des Brennstoffaustausch-Wasserspeichertanks ,

Fig. 6 ein etwas abgewandeltes Funktionsschema

mit Einleitung des rezirkulierten Kühlmittels in den heißen Zweig der Kühlschleife,

Fig. 7 ein Funktionsschema der Anlage während

des normalen Abkühlbetriebs,

Fig. 8 ein Funktionsschema der Anlage im

Notrückkühlbetrieb nach einem Dampfleitungsbruch, und

Fig. 9 ein Funktionsschema der Anlage während

einer dynamischen Prüfung der Pumpenbaugruppe .

Die Figuren 1 bis 3 zeigen eine Druckwasser-Kernreaktoranlage nach der Erfindung. Die Reaktoranlage weist einen Reaktorbehälter 20 auf, der mittels vier gleichen Primärkühlschleifen 22 gekühlt wird. Jede dieser Primärkühlschleifen 22 umfaßt eine Kühlmittelumwälzpumpe 24 und einen Dampferzeuger 26. Das durch jede Primärkühlschleife 22 zirkulierende Druckwasser wird durch eine den kalten Zweig der Primarkuhlschleife bildende Leitung 28 aus dem Reaktorbehälter 20 abgezogen und von der Umwälzpumpe 24 durch eine Leitung 30 zum Dampferzeuger 26 gefördert. Im Dampferzeuger 26 bewirkt das als Primärkühlmittel dienende Druckwasser die Verdampfung von in einem vom Primärkühlkreislauf getrennten Sekundärkreislauf zugeführten Speisewasser zwecks Erzeugung von Dampf, der zum Antrieb von Turbinen-Generator-Sätzen zur Erzeugung elektrischer Energie dient. Von der Primärseite des Dampferzeugers 26 wird das Druckwasser durch eine den kalten Zweig der Primärkühlschleife 22 bildende Leitung 32 zum Reaktorbehälter 22 zurückgeleitet. Die Anlage ist in einem Reaktorgebäude 34 untergebracht/ welche die Komponenten der Anlage gegen Korrosion und Beschädigung durch äußere Einwirkungen schützt.

Das duEßh die Primarkuhlschleifen 22 zirkulierende Wasser steht unter hoher Temperatur und hohem Druck. Typischerweise hat das Wasser im heißen Zweig 28 jeder Primärkühlschleife eine Temperatur von etwa 3.10 °C und einen Druck von etwa 150 bar. Demzufolge besteht natürlich

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die Möglichkeit eines Unfalls durch Bruch oder Abreißen einer Leitung in einer Primärkühlschleife 22 mit der Folge des Austritts von Kühlwasser. Gemäß der Erfindung ist das Reaktorgebäude 34 in Kammern unterteilt, die in dem an sich unwahrscheinlichen, aber trotzdem als möglich zu berücksichtigenden Fall eines Kühlwasseraustritts das ausgelaufene Kühlwasser aufnehmen und demzufolge die Schwierigkeiten und den Kostenaufwand der Beseitigung und Aufarbeitung des ausgelaufenen, konaminierten Kühl-Wassers in Grenzen halten.

Das Reaktorgebäude 34 enthält eine Reaktorkammer 36 und für jede der Primärkühlschleifen 22 eine Kühlschleifenkammer 38. In der Reaktorkammer 36 befindet sich der Reaktorbehälter 90. Jede der Kühlschleifenkammern 38 nimmt die betreffende Umwälzpumpe 24, den zugehörigen Dampferzeuger 26 und die Leitungen 28, 30 und 32 der betreffenden Kühlschleife 22 auf. Die Kühlschleifenkammern 38 sind jeweils voneinander unabhängig und jeweils mittels um die Leitungen 28 und 32 des heißen und kalten Kühlschleifenzweiges herum angeordneten wasserdichten Dichtungen gegen die Reaktorkammer 36 abgeschlossen. Außerdem sind die Kühlschleifenkammern 38 jeweils mit einer Strahlenabschirmung versehen und von ihrem Boden bis mindestens zur Höhe der Oberkante des Brennstoffaustauschsschachtes 40 hin wasserdicht ausgebildet. Im Falle eines Bruches oder eines Abreißens einer der Leitungen einer Kühlschleife 22 wird demzufolge das auslaufende Kühlwasser in der betreffenden Kühlschleifenkammer 38 aufgefangen. Weiter können nicht dargestellte Pumpen in den Kühlschleifenkammern 38 vorgesehen sein, um das ausgelaufene Kühlmittel während der. Arbeiten zur Wiederherstellung der Betriebsfähigkeit und Reinigung aus der betreffenden Kammer herauszupumpen.

Zum Ersatz des Kühlmittelverlustes durch einen Bruch in einer Primärkühlschleife 22 ist das Reaktorgebäude 34 außerdem mit einem Notwasserspexcherbehälter 42 ausgestattet, der einen Vorrat an borhaltigem Wasser enthält. Dieses borhaltige Wasser wird bei Bedarf mittels einer Pumpenbaugruppe 44 aus dem Speicherbehälter 42 abgezogen und durch eine Leitung 46 unmittelbar in den Reaktorbehälter 20 eingepumpt. Die Lage des Notwasserspeicherbehälters 42 im Reaktorgebäude 34 stellt die Verfügbarkeit einer Wasserquelle für die Pumpenbaugruppe 44 zum Ersatz des ausgelaufenen Kühlmittels sicher. Sollte der Notwasserspeicherbehälter 42 bersten, würde das Wasser lediglich auf den Boden des Reaktorgebäudes 34 auslaufen und demzufolge immer noch zur Speisung der Pumpenbaugruppe 44 aus dem Reaktorgebäudesumpf zur Verfügung stehen. Das direkte Einschießen des Notkühlmittels in den Reaktorbehälter 20 verhindert ein Mitreißen des einzuleitenden Wassers durch in dem Primärkühlschleifen 22 fließenden Dampf hoher Geschwindigkeit. Außerdem verhindert das direkte Einschießen des Notkühlmittels in den Reaktorbehälter die Möglichkeit des Funktionsausfalls dieser Notkühleinrichtung durch den Bruch in der Primärkühlschleife 22. Vorzugsweise sind zwei Notwasserspeicherbehälter 20 an die Außenwand des Reaktorgebäudes angrenzend angeordnet, wobei diese beiden Behälter 42 an gegenüberliegenden Seiten des Reaktorgebäudes angeordnet und untereinander verbunden sind. Diese Verbindung zwischen den beiden Notwasserspeicherbehältern 42 erfolgt vorzugsweise durch eine Leitung, die durch die Reaktorkairuner 36 hindurch und unmittelbar unter dem Reaktorbehälter 20 verläuft. Im Falle eines Abschmelzens eines Reaktorkerns und des Berstens des Reaktorbehälters 20 würde der abschmelzende Kern auch diese Verbindungsleitung durchschmelzen, wodurch die Reaktorkammer 36 durch die beiden Speicherbehälter 42 geflutet würde. Außerdem sind die Pumpenbaugruppen 44 vorzugsweise jeweils paarweise in einem Anbau

des Reaktorgebäudes 34 im Bereich des jeweiligen Notwasserspeicherbehälters 42 angeordnet.

Jede Kühlschleifenkammer 38 steht mit dem Notwasserspeichertank 42 durch einen Auslauf 48 in Verbindung. Dieser Auslauf ist mit einem Sieb 50 abgedeckt, um zu verhindern, daß Schmutzteilchen in den Notwasserspeicherbehälter 42 gelangen. Infolgedessen ist ein halbgeschlossener Strömungsweg für das Wasser gebildet, der von der Primärkühlschleife 22 zur Kühlschleifenkammer 38, von da zum Notwasserspeicherbehälter 42, zur Pumpenbaugruppe 44, zum Reaktorbehälter 20 und schließlich wieder zur Kühlschleife 22 zurück verläuft. Da das borhaltige Wasser aus dem Notwasserspeichertank durch den Reaktorbehälter 20 rezirkuliert wird, steigt die Temperatur des durch die Pumpenbaugruppe 44 und die Leitung 46 eingepumpten Wassers allmählich an. Daher ist ein Wärmeaustauscher 52 zur Restwärmeabführung in der Leitung angeordnet, um Wärme aus dem Wasser in der Leitung 46 auf einen Sekundärkühlwasserkreislauf abzuführen.

Wie aus den Zeichnungen hervorgeht, befindet sich der Auslauf 4 8 in einer Höhenposition unterhalb des heißen Kühlschleifenzweiges 2 8. Die Anordnung des

2b Auslaufs 4 8 in dieser niedrigen Höhe bringt den Vorteil, daß die Abdichtungen um den heißen Leitungszweig 2ö und dem kalten Leitungszweig 32 zwischen der Reaktorkammer und der Kühlschleifenkammer 3 8 nicht Kritisch sind. Alternativ dazu kann der Auslauf 4 8 in einer Höhe angeordnet sein, die etwa der Höhenlage des Montageflansches der Kühlmittelumwälzpume 24 entspricht. Bei dieser Alternative würde dann im Falle eines Leitungsbruches in einer Primärkühlschleife 22 das aus der Leitungsbruchstelle auslaufende Wasser die betreffende

3b Kühlschleifenkammer i8 bis zur Höhe des Auslaufs 4 8 füllen.

Danach würde das Wasser durch den Auslauf 48 in den Notwasserspeicherbehälter 42 überlaufen. Infolgedessen würde die Leitungsbruchstelle mit mehreren Metern Wasser überdeckt. Auf diese Weise kann die Kühlschleiij fenkammer 38, wenn die Förderung auf der Pumpenbaugruppe 44 aufhören würde, als großer Speicher zur Bereitstellung einer- ausreichenden Reaktorkernkühlung über eine längere Zeitdauer wirken.

Wie in den Fig. 1 und 3 dargestellt ist/ sind die Kühlschleifenkammern 38 oben jeweils offen. Alternativ dazu können sie jeweils mit einer gesonderten, nicht dargestellten, schirmartigen Abdeckung versehen sein, um einen Eintritt von Wasser aus der Gebäudesprüheinrichtung zu verhindern. Diese schirmartigen Abdeckungen lassen auch durch Entspannungsverdampfung gebildeten Dampf aus den Kühlschleifenkammern 38 in das Reaktorgebäude 34 entweichen, halten aber Sprühwasserstrahlen zurück, die möglicherweise aus der Bruchstelle einer gebrochenen Kühlschleifenleitung austreten, so daß dieses strahlartig ausgespritzte Wasser innerhalb der Kühlschleifenkammer 38 verbleibt und nicht in das Reaktorgebäude 34 hinausgespritzt wird.

In bevorzugter Ausführungsform ist das Reaktorgebäude 34 außerdem mit einer Kammer 51 zur Aufnahme eines Wärmeaustauschers 52 zur Restwärmeabfuhr und mit einem Notrückkühl-wärmeaustauscher 53 ausgestattet. Vorzugsweise sind zwei solche Kammern 51 vorgesehen, von denen jede zwischen zwei benachbarten Kühlschleifenkammern 38 und oberhalb des Notwasserspeicherbehälters 42 angeordnet ist. Diese Kammern 51 stehen mit den Notwasserspeicherbehälter 42 in Verbindung, so daß aus dem Wärmeaustauscher 52 oder b3 oder aus den zugehörigen Rohrleitungen und Ventilen ausleckendes, stark

kontaminiertes Leckwasser in den Notwasserspeicherbehälter 42 zurückfließt. Die Kammern 51 erstrecken sich nach oben bis zu einer Höhe, die mindestens dem oberen Rand des Brennstoffaustauschschachtes 40 entspricht, und stehen mit jeder der angrenzenden Kühlschleifenkammern 38 über eine Durchtrittsöffnung 55 in Verbindung, die sich in einer schwach oberhalb des normalen Füllstandes des Brennstoffaustauschschachtes 40 liegenden Höhenposition befindet. Diese Durchtrittsöffnungen dienen sowohl als Dampfentlüftungswege für die Notwasserspeicherbehälter 42 als auch als Überlauf von den Kühlschleifenkammern 38 zurück in die Notwasserspeicherbehälter 42 durch die betreffende Kammer 51.

Die beschriebene Anlage weist ferner einen Druckregelspeicher 54 zur Regelung des Systemdruckes in der Reaktoranlage auf. Dieser Druckregelspeicher 54 ist in einer Kammer 56 des Reaktorgebäudes 34 untergebracht, die sich auf einem Niveau oberhalb des Notwasserspeicherbehälters 42 befindet. Vorzugsweise sind die Ablaufe dieser Kammer 36 unmittelbar in den Notwasserspeicherbehälter gerichtet. Außerdem wird vorzugsweise der Brennstoffaustauschschacht 40 in den Notwasserspeicherbehälter 42 entwässert. Infolgedessen wird an beliebiger Stelle austretendes Kühlmittel stets im Notwasserspeicherbehälter 42 aufgefangen.

Gemäß der Erfindung sind auch die Pumpenbaugruppen in entsprechenden Pumpenkammern 58 in Anbauten 47 des zylindrischen Teils des Reaktorgebäudes 34 untergebracht. Diese Pumpenkammern 58 enthalten vorzugsweise jeweils zwei redundante, tauchfähige Sumpfpumpen (nicht dargestellt), die in Abhängigkeit von einem Flüssigkeitspegelsignal anlaufen, um irgendwelches aus den Pumpen, Ventilen oder Rohrleitungen der Pumpenbaugruppen 44 ausleckendes Wasser in den Notwasser-

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speicherbehälter 42 zu pumpen. Vorzugsweise sind die Pumpenkammern 58 außerdem mit Heiz-, Belüftungs- und Klimaeinrichtungen ausgerüstet, die nicht dargestellt sind, um Wärme aus der Pumpenkammer 58 abzuführen und um Dampf zu kondensieren, der durch Entspannungsverdampfung von aus der Pumpenbaugruppe 44 ausleckendem Wasser entstehen kann.

Wie insbesondere in Fig. 3 gezeigt ist, enthält der Reaktorbehälter 20 einen Reaktorkern 60, der von einem unteren Verteilerraum 62 und einem abwärts führenden ringförmigen Einlaßkanal 64 umschlossen ist. Im Falle eines wesentlichen Kühlmittelverlustes hat der Druckabfall in der Anlage zur Folge, daß der Reaktorkern 60 das darin befindliche Kühlmittel schnell verdampft. Innerhalb einiger weniger Sekunden treibt der im Reaktorkern 60 entwickelte Dampf das Wasser aus den unteren Verteilerraum 62 und dem Einlaßkanal 64 aus ("Blow-down"). Zur Vermeidung einer Beschädigung oder Zerstörung des Reaktorkerns 60 durch die freiwerdene Reaktionswärme des Reaktors müssen der untere Verteilerraum 62 und der Einlaßkanal 64 innerhalb einiger weniger Sekunden wieder gefüllt und der Reaktorkern 60 wieder unter Wasser gesetzt werden.

Zum schnellen Wiederfüllen des unteren Verteilerraumes und des Einlaßkanals 64 weist die Anlage einen Speicher 66 auf, der über eine Hilfsleitung 68 an den kalten Zweig 32 der betreffenden Kühlschleife angeschlossen ist und damit eine sofort verfügbare Kühlwasserquelle für den Reaktorbehälter darstellt. Die Kapazität des Speichers 66 reicht aus, den unteren Verteilerraum 62 und den Einlaßkanal 64 wieder aufzufüllen» Im Falle eines größeren Leitungsbruches in der Kühlschleife 22 und einem "Blow-down" des Reaktorbehälters führt aber der im Reaktorkern 60 durch Entspannungsverdampfung

entwickelte Darapf zu einer Begrenzung der Geschwindigkeit, mit welcher der Reaktorkern 60 wieder geflutet v/erden kann, trotz des Druckes und der Kapazität des Speichers 66. Infolgedessen würde eine übermäßige Kapazität des Speichers lediglich die durch die Bruchstelle in der Kühlschleife 22 weiter auslaufende Kühlmittelmenge vergrößern.

Gemäß der Erfindung ist die'Reaktoranlage zur Verbesserung des Wiederflutens des Reaktorkerns 60 mit einem Kernflutungsbehälter 70 ausgerüstet. Dieser Kernflutungsbehälter 70 ist über.eine Auslaßleitung 72 an einer nahe dem Reaktorbehälter 20 gelegenen Stelle mit der Notkühlmittel-Einschießleitung 46 verbunden.

In bevorzugter Ausführungsform ist der Kernflutungsbehälter 70 mit Stickstoff oder einem anderen gleichwertigen Gas unter Druck gesetzt. Alternativ dazu kann aber der Kernflutungsbehälter 70 auch in das Reaktorgebäude 34 entlüftet und auf einem so hohen Niveau oberhalb des Reaktorbehälters angeordnet sein, daß die statische Druckhöhe zum Wiederfluten des Reaktorkerns 60 ausreicht.

Die bevorzugte Einleitungsgeschwindigkeit des Notkuhlwassers aus dem Kernflutungstank 70 steht in direkter Beziehung zur Differenz zwischen der Wassersäulenhöhe im Einlaßkanal 64 und der Wassersäulenhöhe im Reaktorkern 60. Die Einleitungsgeschwindigkeit nimmt in dem Maße ab,wie diese Höhendifferenz kleiner wird. Um die Kernflutungszeit minimal zu halten, ist es daher wichtig, die Wassersäule im Einlaßkanal 64 während der ganzen Kernflutungsperiode auf voller Höhe zu halten. Wenn das Notkühlmittel zu langsam eingeleitet wird, fällt der Wasserstand im Einlaßkanal 64 ab und die Flutungsgeschwindigkeit sinkt. Wird das Kühlmittel

jedoch schneller als erforderlich durch eine zu große Kernflutungsgeschwindigkeit eingeleitet, führt dies lediglich zum überlaufen von Kühlmittel aus der Bruchstelle in der Kühlschleife 22. Infolgedessen ist der b Kernflutungsbehälter 70 so bemessen und die Auslaßleitung 72 ist derart mit Strömungswiderständen ausgelegt/ daß während der gesamten Kernflutungsphase die richtige Einleitungsgeschwindigkeit erreicht wird.

Die maximale Kernflutungsgeschwindigkeit tritt dann auf, wenn der Einlaßkanal 64 vollständig gefüllt ist und der Kühlwasserpegel in das untere Ende des Reaktorkerns 60 einzudringen beginnt, wie in Fig. 3 dargestellt ist. Entsprechend dem Kernflutungsbedarf wird die vom

1b Kernflutungsbehälter 70 erzeugte Druckhöhe auf einem niedrigen Wert gehalten, so daß die größte Einleitungsgeschwindigkeit am Anfang der Kernflutungsphase auftritt und nach Wiederfluten des Reaktorkerns 6U eine schwächere Einleitungssteuerung stattfindet. Typischerweise beträgt der statische Druck für den Kernflutungsbenälter 70 etwa 14 bar.

Gemäß Fig. 4 wird, nachdem der Reaktorkern 60 durch den Kernflutungsbehälter 70 wiedergeflutet worden ist, durch die Pumpenbaugruppe 44 wasser aJLs Kühlmittel zum Reaktorbehälter 20 zugeführt. Die Pumpenbaugruppe 44 umfaßt eine Niederdruckpumpe 74, einen dieser zugeordneten Rückstromwärmeaustauscher 76, und eine Hochdruckpumpe 78.

Die Hochdruckpumpe 78 stellt die Sicherheitsnotkühlpumpe dar und ist über eine Saugleitung 81 an den Notwasser-

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speicherbehälter 42 angeschlossen. Die Hochdruckpumpe 78 fördert Notkühlmittel durch die Zufuhrleitung 46 unmittelbar in den Einlaßkanal 64 des Reaktorbehälters hinein, und zwar in einer unterhalb des kalten Zweiges 32 der Kühlschleife gelegenen Höhenposition. Die Kapazität der" Hochdruckpumpe 78 reicht aus, um das Notkühlmittel mit so großem Durchsatz in den Reaktorkern einzuleiten, daß wesentliche Perioden, in welchen der Reaktorkern nicht mit Kühlwasser bedeckt ist, nach kleineren Kühlmittelverlusten vermieden werden, und daß das schnelle Wiederfluten des Reaktorkerns 60 nach einem größeren Kühlmittelverlust unterstützt werden kann.

Der größte Leistungsbedarf für die Pumpenbaugruppe 44 tritt während der Wiederflutungsphase des Reaktorkerns auf.

Nachdem der Reaktorkern 60 wieder mit Kühlwasser überdeckt ist, entspricht die von der Pumpenbaugruppe 44 bereitzustellende notwendige Durchsatzrate zur Aufrechterhaltung der Kühlwasserüberdeckung des Reaktorkerns 60 im wesentlichen der durch die Zerfallswärme bedingten Kühlwasserverdampfung.

Die während der Kernflutungsphase zusätzlich zur Fördermenge der Pumpenbaugruppe 44 durch den Kernflutungsbehälter 70 bereitgestellte Strömungsmenge gestattet daher die Verwendung kleinerer Pumpen und sonstiger Komponenten in der Pumpenbaugruppe 44. Während der Notkühlmitteleinleitung durch den hälter 70 arbeitet die Pumpenbaugruppe 44 mit gleichbleibender Durchsatzleistung. Vorzugsweise ist der Kernflutungsbehälter 78 so groß dimensioniert, daß er das Notkühlmittel mit einer zum Wiederfluten des Reaktorkerns 60 ausreichenden Einleitungsgeschwindigkeit selbst ohne Unterstützung durch die Pumpenbaugruppe 44 einleitet. Der Reaktorkern 60 würde dann selbst im Falle des Ausfalls der Pumpenbaugruppe 44 durch Stromausfall vorübergehend wieder geflutet.

Wie in den Figuren 4 und 5 dargestellt ist, strömt/ nachdem der Speicher 66 und der Kernflutungsbehälter 70 den Reaktorbehälter 20 wieder mit Kühlwasser aufgefüllt haben, das Kühlwasser durch den halbgeschlossenen Kreisauf von der Kühlschleife 22 in die Kühlschleifenkarnmer und aus dieser zum Notwasserspeicherbehälter 42. Die Hochdruckpumpe 78 der Pumpenbaugruppe 44 saugt Wasser aus dem Notwasserspeicherbehälter 42 durch ein Ventil 80 und eine Saugleitung 81 an und fördert es direkt durch die Leitung 46 und offene Ventile 32 und 83 in den Einlaßkanal des Reaktorbehälters. Das Kühlmittel zirkuliert also weiterhin durch die Anlage ohne Notwendigkeit irgendeiner weiteren Ventilsteuerung. Die Wiederdruckpumpe 74 kann während Langzeitperioden einer Reaktorkernabkühlung nach einem Leitungsbruch in einer Kühlschleife 22 über Ventile und eine Leitung 36 mit dem Notwasserspeicherbehälter 42 verbunden werden und eine zusätzliche Einleitung von Kühlmittel durch.ein Ventil 87, eine Leitung 88 und die Leitung 46 erzeugen,

Eine alternative Verbindung der Hochdruckpumpe 78 zum Reaktorgebäudesumpf 89 ist auch durch ein Ventil 90 und eine Leitung 91 hergestellt. Diese Verbindung kann geöffnet werden, wenn der Wasserpegel im Notwasserspeicherbehälter unter einen vorgegebenen unteren Grenzpegel abfallen sollte.

Das mittels der beschriebenen Anlage eingeleitete Notkühlmittel begrenzt vorteilhafterweise die thermische Schockwirkung auf den Reaktorkern 60, den Reaktorbehälter 20 und die Pumpen 74 und 78, da sich der Notwasserspeicherbehälter innerhalb, de.S Reaktorgebäudes 34 befindet. Infolgedessen entspricht die ursprüngliche Temperatur des Kühlwassers aus dem Notwasserspeicherbehälter 42 im wesentlichen

der im Reaktorgebäude 34 herrschenden Temperatur. Diese

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liegt typischerweise im Bereich von 38 C bis 49 C.

Während des fortgesetzten Betriebs des Einleitungssystems nimmt die Temperatur des durch die Pumpen 78 strömenden Kühlmittels allmählich von etwa 38 °C bis etwa 150 C zu, da das aus der Kühlschleife 22 auslaufende gesättigte Wasser allmählich das im Notwasserspeicherbehälter 42 befindliche gesamte Wasservolumen erwärmt.

Wie in Fig. 5 dargestellt ist, wird, wenn der Druck im Reaktorgebäude 34 einen vorgegebenen Grenzwert übersteigt, entweder durch Kühlmittelaustritt aus dem Primärkühlkreislauf oder infolge eines Dampfleitungsbruches, die Niederdruckpumpe 74 durch Ventile 92, 93 und 94 in den Kreislauf geschaltet, um Wasser durch eine Leitung aus einem Brennstoffaustausch-Wasserspeicherbehälter 96 anzusaugen und durch eine Leitung 100 zu Sprühköpfen 104 an der Decke des Reaktorgebäudes 34 zu fördern. Alternativ dazu kann im Bereich des oberen Endes jeder Kühlschleifenkammer 38 eine Sprühkopfanordnung vorgesehen sein, um anstelle des gesamten Reaktorgebäudes nur die betreffende Kühlschleifenkammer zu besprühen. Vorzugsweise enthält die Anlage zwei Brennstoffaustausch-Wasserspeicherbehälter 96, die in einem nicht dargestellten Hilfsgebäude untergebracht sind. Ein Sprühzusatztank 106 ist über Ventile 108 und zum Wasserspeicherbehalter 96 parallel geschaltet und entleert sich gleichmäßig mit dem Wasser im Wasserspeichertank 96, um den pH-Wert der Sprühflüssigkeit zu steuern.

Die Pumpe 74 wird in Abhängigkeit von einem einen unteren Pegel im Behälter 96 anzeigenden Signal gestoppt. Danach bestimmt das Bedienungspersonal, ob eine weitere Rezirkulation der Sprühflüssigkeit aus dem Reaktorgebäudesumpf 89 notwendig ist. Falls ja, wird die Niederdruckpumpe 74 über ein Ventil 112 und eine Leitung 114 auf den Reaktor-

gebäudesumpf 89 geschaltet, um das zuvor aus dem Brennstoffaustausch-Wasserspeicherbehülter 9 6 abgezogene und nun im Gebäudesumpf befindliche Wasser zu rezirkulieren. Da diese Umschaltung auf den Gebäudesumpf 39 manuell erfolgt, kann ein unnötiger Reinigungsaufwand und Wasserschaden an Anlagenkomponenten durch an sich unnötige Rezirkulation der Sprühflüssigkeit bei Einsatz einer automatischen Umschalteinrichtung vermieden werden. Da außerdem das durch den Reaktorbehälter 20 zirkulierte Kühlwasser, das stark kontaminiert ist, nicht in den Gebäudesumpf 39, sondern in den Notwasserspeicherbehälter abgeleitet wird, ist die Kontaminierung der Anlage durch die Rezirkulation der Sprühflüssigkeit beträchtlich geringer als bei bekannten Anlagen, bei denen das stark kontaminierte ausgelaufene Kühlmittel aus der Primärkühlschleife ebenso wie die Sprühflüssigkeit im Gebäudesumpf gesammelt wird.

Fig. 6 zeigt einen alternativen Einleitungsweg nach der Erfindung, der im Falle eines größeren Leitungsbruches im kalten Zweig 32 einer Primärkühlschleife Anwendung finden kann. Ebenso wie bei der Anordnung nach Fig. 4 wird das Kühlmittel aus dem Notwasserspeicherbehälter 42 von der Pumpe 78 durch ein Ventil 80 und eine Leitung 81 abgezogen. Das Ventil 83 wird geschlossen und das Kühlmittel wird durch Ventile 82 und 116 und die Leitungen 46, 118, 120 und zum heißen Zweig 28 gefördert. Das Kühlmittel durchströmt dann den Reaktorbehälter 20 und tritt aus dem gebrochenen kalten Schenkel 32 in die betreffende Kühlschleifenkammer aus. Aus dieser Kühlschleifenkammer 38 fließt das ausgelaufene Kühlmittel durch den Ablauf 48 in den Notwasserspeicherbehälter 42 zurück.

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Wie in Fig. 7 dargestellt ist, führt ein Restwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher 52 die restliche Zerfallswärme aus dem Reaktorkern 60 sowohl während des normalen Abschaltens des Reaktors als auch bei der Reaktorkern-Notkühlung aus. Der Wärmeaustauscher 52 ist für einen Konstruktionsdruck von 155 bar ausgelegt. Während normaler Abkühlvorgänge ist die Niederdruckpumpe 74 mit der Einleitungsleitung 46 und über ein Ventil 87 und eine Leitung 88 mit dem Restwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher 52 verbunden. Das Ventil 83 ist geöffnet und verbindet den Wärmeaustauscher 52 mit dem Reaktorbehälter 20. Der Rückleitungsweg vom heißen Zweig zur Pumpe 74 ist durch Ventile 124, 126 und 128 und Leitungen 122, 130 und 86 gebildet. Die Pumpe 74 zirkuliert das Kühlwasser durch die so hergestellte Zirkulationsschleife, wobei im Wärmeaustauscher 52 Wärme aus dem Kühlwasser abgezogen und auf einem durch den Wärmeaustauscher führenden Rückkühlwasserkreislauf übertragen wird.

Wie aus Fig. 8 hervorgeht, weist die beschriebene Anlage auch einen Notboranreicherungs/Rückkühl-Kreislauf für den Fall eines Bruches einer Dampfleitung auf, um den Reaktor 20 unabhängig von anderen Chemikalien- und Volumensteuerungen sofort mit Bor anreichern zu können. Das eingeleitete borhaltige Wasser kompensiert die Abnahme des Sekundär-Kühlmittelvolumens und wirkt auch der Tendenz einer Reaktivitätssteigerung des Roaktorkerns 60 während dessen Abkühlung entgegen. Beim Betrieb der Anlage in diesem Zustand wird zunächst der Druck im Reaktorbehälter 20 bis unter den Abschaltdruck der Pumpe 78 vermindert, indem die Entlüftung des Druckregelbenälters 54 (Figuren 1 bis 3) geöffnet wird. Die Pumpe 78 wird über das Ventil 80 und die Leitung 81 mit dem Notwasserspeicherbehälter 42 verbunden

und fördert dann Kühlmittel durch die Ventile 82 und 83, die Einleitungsleitung 46 und den Wärmeaustauscher 52 in den Reaktorbehälter 20. Der Rückleitungsweg verläuft vom heißen Zweig 28 durch Ventile 132, 134 und 136 und Leitungen 122 und 138 zurück zum Notwasserspeicherbehälter In der Leitung 138 ist ein Notrückkühl-Wärmeaustauscher angeordnet. Damit ist eine halbgeschlossene Rezirkulationsschleife vom heißen Zweig 28 zum Notrückkühl-Wärmeaustauscher 53, von diesem zum Notwasserspeicherbehälter 42, über die Pumpe 78 und den Wärmeaustauscher 52 zum Reaktorbehälter 20 gebildet. Der Wärmeaustauscher 53 überträgt Wärme von dem zirkulierten Kühlwasser auf einen Rückkühlwasserkreislauf und verringert dadurch die Temperatur des in den Notwasserspeicherbehälter 42 zurückgeführten Kühlwassers. Typiseherweise erfolgt diese Abkühlung unter 88 C. Der Wärmeaustauscher 52 dient zur weiteren Herabsetzung der Temperatur des zirkulierten Kühlmittels. Vorzugsweise ist der Notrückkühl-Wärmeaustauscher 53 so ausgelegt, daß er für eine Notrückkühlkühlung selbst bei Ausfall des

2.0 Sekundärwärmeableiters, nämlich beispielsweise bei einem Leck im Rückkühlwasserkreislauf, ausreicht.

Fig. 9 zeigt, daß die beschriebene Anlage außerdem Strömungswege zur dynamischen Prüfung der Pumpenbaugruppe enthält. Durch Öffnen von Ventilen 140 und 142 wird ein Strömungsweg von der Auslaßseite des Wärmeaustauschers 52 durch eine Leitung 144 zum Notwasserspeicherbehälter 42 hergestellt, während die Pumpen 74 und 78 über Ventile 92, und 146 mit dem Brennstoffaustausch-Wasserspeicherbehälter verbunden werden können. Aus diesem Brennstoffaustausch-Wasserspeiaheybehälter 96 abgezogenes Wasser wird dann, während die Pumpen 74 und 78 im Betrieb dynamisch geprüft werden, durch die Leitung 144 in den Notwasserspeicherbehälter 42 gefördert.

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Claims (13)

Patentan sprüche

1. Druckwasser-Kernreaktüranlage, deren Primärkühlkreislauf den in einer Kammer des Reaktorgebäudes angeordneten Reaktorbehälter und mindestens eine ebenfalls im Reaktorgebäude angeordnete Primärkühlschleife mit einer Umwälzpumpe und einem Dampferzeuger umfaßt, dadurch gekennzeichnet, daß die Umwälzpumpe (2 4) und der Dampferzeuger (26) mindestens einer Primärkühlschleife (22) in einer eigenen Kühlschleifenkammer (33) des Reaktorgebäudes (34) angeordnet ist, daß weiter ein Notwasserspeicherbehälter (4 2) im Reaktorgebäude vorgesehen ist, mit welchem die Kühlschleifenkammer (38) durch einen Auslauf (48) verbunden ist, und daß eine Pumpeinrichtung (44) saugseitig mit dem Notwasserspeicherbehälter (42) und druckseitig mit dem Reaktorbehälter (20) verbunden ist.

2. Reaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein Brennstoffaustausch-Wasserspeicherbehälter (96) mit der Saugseite der Pumpeinrichtung (78) verbindbar ist, derart, daß die Pumpeinrichtung (78) wahlweise aus dem Notwasserspeicherbehälter (42) oder aus dem BrennstQffaustausch-Wasserspeicherbehälter (96) Kühlwasser ansaugen kann.

3. Reaktoranlage nach Anspruch 2, dadurch gekenn-

.25 zeichnet, daß im Reaktorgebäude (34) ein Gebäudesumpf (89) und eine Sprüheinrichtung mit einer Sprühpumpe (74) vorgesehen

sind, und daß die Saugseite dieser Sprühpumpe wahlweise mit dem Brennstoffaustausch-Wasserspeicherbehälter (96) und dem Gebäudesumpf (89) verbindbar ist«

4. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis' 3/ mit einem bis zum Reaktorbehälter verlaufenden Brennstoffaustauschschacht/ dadurch gekennzeichnet, daß die bzw. jede KühlSchleifenkammer (38) sich nach oben bis mindestens zur Höhe des oberen Randes des Brennstoffaustauschschachtes (40) erstreckt und daß Mittel zum Verschließen des Auslaufs (48) zwischen der Kühlschleifenkammer und dem Notwasserspeicherbehälter (.42) vorgesehen sind, derart, daß die Kühlschleifenkammer wahlweise bis auf einen ersten Pegel, der oberhalb des Reaktorbehälters (20) liegt, oder auf einen zweiten Pegel geflutet werden kann, der in Höhe des oberen Randes des Brennstoffaustauschschachte s liegt.

5. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die bzw. jede Kühlschleif enkammer (38) mit einer Abdeckung versehen ist.

6. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die oder jede Kühlschleifenkammer (38) mit einem eigenen Sprühkopf (104) ausgestattet ist, durch welchen nur die betreffende Kühlschleifenkammer wahlweise besprühbar ist.

7. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Ablauf (48) mit einem entsprechend bemessenen Sieb (50) zur Verhinderung eines Eintritts von schwimmenden Schmutzteilchen in den Notwasserspeicherbehälter (42) versehen ist.

8. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß ein Druckregelbehälter (54) in einer weiteren Kammer (56) des Reaktorgebäudes und auf höherem Niveau als der Notwasserspeicherbehälter (42) angeordnet ist und mit diesem in Verbindung steht, derart, daß Primärkühlmittel aus der weiteren Kammer (46) in den Notwasserspeicherbehälter (42) ablaufen kann.

9. Reaktoranlage nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß eine Wärmeaustauscherkammer (51) vertikal oberhalb des Notwasserspeicherbehälters (42) angeordnet ist und sich vertikal bis auf eine mindestens dem oberen Rand des Brennstoffaustauschschachtes (40) entsprechende Höhe erstreckt, daß weiter ein Dampfablaß zwischen dem Notwasserspeicherbehälter (42) und der Wärmeaustauscherkammer (51) vorgesehen ist, und daß außerdem zwischen der Wärmeaustauscherkamraer (51) und jeder benachbarten Kühlschleifenkammer (38) auf höherem Niveau als dem oberen Rand des ßrennstoffaustauschschaciates (40) angeordnete Dampfablasse (55) angeordnet sind.

10. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß eine, eine Pumpenbaugruppe (44) aufnehmende Pumpenkammer (58) in einem Anbau (4 7) des Reaktorgebäudes (34) und neben dem Notwasserspeicherbehälter (42) gebildet ist und daß alle in dieser Pumpenkammer (58) untergebrachten Pumpen an eine einzige elektrische Stromquelle angeschlossen sind und die Pumpen in Abhängigkeit von einem Flüssigkeitspegelsignal anlaufen, um Wasser zum Notwasserspeicherbehälter (42) zu fördern.

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11. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß jede Primärkühlschleife in einer gesonderten Kühlschleifenkammer (3B) untergebracht ist.

12. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 11, dadurch gekennzeichnet, daß an den kalten Zweig der Primärkühlschleife ein Speicher (66) zum Auffüllen des unteren Verteilerraums (62) und des Einlaßkanals des Reaktorbehälters (20) nach einem Kühlwasseraustritt aus der Primärkühlschleife vorgesehen ist, daß weiter ein Ke rnflutungsbehälter zum Wiederfluten des Reaktorkerns nach einem Kühlwasserverlust aus der Primärkühlschleife über eine Leitung mit dem Reaktorbehälter (20) verbunden ist, und daß ein Restwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher (52) in die Leitung (46) zwischen der Pumpenbaugruppe (44) und dem Reaktorbehälter (20) zur Restwärmeabführung von aus dem Notwasserspeicherbehälter (42) rezirkuliertem Wasser geschaltet ist.

13. Reaktoranlage nach Anspruch 12, dadurch gekennzeichnet, daß der Kernflutungsbehälter (70) in das Reaktorgebäude (34) entlüftet ist und sich so hoch über dem Reaktorbehälter (20) befindet, daß eine vorgegebene statische Druckhöhe zum Wiederfluten des Reaktorkerns vorhanden ist.