DE68906727T2

DE68906727T2 - Passives volldrucksystem zur spaltzonennotkuehlung und zur nachwaermeabfuhr fuer wassergekuehlte kernreaktoren.

Info

Publication number: DE68906727T2
Application number: DE8989306757T
Authority: DE
Inventors: Frederick James Gardner; Rodney Strong
Original assignee: Rolls Royce and Associates Ltd
Current assignee: Rolls Royce Submarines Ltd
Priority date: 1988-07-21
Filing date: 1989-07-04
Publication date: 1993-09-09
Anticipated expiration: 2009-07-05
Also published as: EP0353867B1; ES2041004T3; WO1990001207A1; DE68906727D1; JPH03502005A; US5102616A; GB8817394D0; EP0353867A1

Description

Die Erfindung bezieht sich auf integrale wassergekühlte Leistungskernreaktoren mit Druckgefäßen, und sie ist insbesondere anwendbar für Druckwasserreaktoren (PWR) und Siedewasserreaktoren (BWR) mit indirektem Kreislauf und integralen Druckbehältern. Die Erfindung ist jedoch auch anwendbar auf integrale wassergekühlte Kernreaktoren mit getrennten Druckbehältern und Druckwasserreaktoren mit getrennten Druckbehältern.
Ein herkömmlicher wassergekühlter Kernreaktor besteht aus einem Druckbehälter, einem Reaktorkern, einem Primärwasserkühlkreis zur Kühlung des Reaktorkerns, wobei der Reaktorkern und wenigstens ein Teil des Primärwasserkühlkreises im Druckbehälter angeordnet sind. Ferner weist der Reaktor einen Druckkessel mit einem Wasserraum und einem Dampfraum auf, der in den Primärwasserkühlkreis eingeschaltet ist, und es ist wenigstens ein Druckreaktorkernkühler vorgesehen, der wenigstens einen Volldruck-Kühltank zur Notkühlung aufweist, und der Tank umfaßt einen Vorrat von Primärwasserkühlmittel oder wenigstens einen Volldruck-Nachwärmeabfuhr- Wärmeaustauscher, und Leitungen verbinden den Primärwasserkühlkreis und jeden Volldruck-Reaktorkernkühler. Eine erste Rohrleitung verbindet einen oberen Teil des Primärwasserkühlkreises mit jedem Volldruck-Reaktorkernkühler, und ein zweites Rohr verbindet einen unteren Teil des Primärwasserkühlkreises mit jedem Volldruck-Reaktorkernkühler, und jede erste Rohrleitung besitzt eine erste umgekehrt U-förmige Biegung.
Die FR-A-2502828 beschreibt einen Druckwasserreaktor mit einem Druckbehälter, einem Reaktorkern, einem Primärwasserkühlkreis, der den Reaktorkern kühlt, wobei Reaktorkern und ein Teil des Primärwasserkühlkreises im Druckbehälter untergebracht sind. Der Druckbehälter ist in einem Gefäß untergebracht, das Wasser und Dampf enthält, und der Primärwasserkühlkreis ist mit dem Dampfraum verbunden, der den Primärwasserkühlkreis unter Druck setzt. Das Wasser in dem Gefäß bildet außerdem eine Hilfswasserquelle zur Kühlung des Reaktorkerns. Das Gefäß ist außerdem mit dem unteren und oberen Abschnitt des Primärwasserkühlkreises über Gradientensperren verbunden, die normalerweise das Wasser im Gefäß von dem Primärwasserkühlkreis trennen, aber unter abnormalen Bedingungen einen Wasserdurchfluß erlauben, um den Reaktorkern zu kühlen.
Die Zeitschrift Nuclear Technology, Band 76, Nr. 1, Januar 1987, beschreibt auf den Seiten 186-189 einen wassergekühlten Siedewasserreaktor, der eine umgekehrt U-förmige Biegung in einem Rohr aufweist, das einen oberen Abschnitt des Primärwasserkühlkreises und eine Notwasserquelle zur Kühlung des Reaktorkerns verbindet. Ein Fluidicventil ist in einer Rohrleitung angeordnet, die einen unteren Teil des Primärwasserkühlkreises und die Notversorgungswasserquelle verbindet. Das Fluidicventil besteht aus einer umgekehrt U-förmigen Biegung und einem Wirbelventil. Das Wirbelventil wird normalerweise mit Wasser von Pumpen gespeist, um die Notwasserversorgung vom Primärwasserkühlkreis zu trennen, und die Pumpen werden durch Wasserstandssensoren in der umgekehrten U-Biegung des Fluidicventils gesteuert. Die umgekehrten U-Biegungen haben im Normalbetrieb Dampfsperren.
Die US-A-3566904 beschreibt ein Flüssigkeitsströmungssteuersystem, in dem eine umgekehrt U-förmige Biegung mit einer Gassperre zwischen einer Notwasserquelle für einen Reaktorkern und einer normalen Speisewasserquelle für den Reaktorkern vorgesehen ist. Die Gassperre wird aus der umgekehrt U-förmigen Biegung versetzt, wenn die normale Speisewasserzufuhr einen unteren Pegel erreicht.
Ein Problem besteht bei wassergekühlten Kernreaktoren darin, daß bei gewissen Unfallbedingungen eine wirksame Kühlung des Reaktorkerns sehr schnell verlorengehen kann. Deshalb sind Notkernkühlsysteme im Stand der Technik vorgesehen, aber unter gewissen ungünstigen Umständen wirken diese nicht schnell genug, um die Kühlung wieder herzustellen, bevor eine Beschädigung des Reaktorkerns auftritt. Die Konstruktionsphilosophie dieser bekannten Notkernkühlsysteme besteht darin, die Kühlung des Reaktorkerns wieder herzustellen, bevor die Kernbeschädigung zu einer unkühlbaren Reaktorkerngeometrie führt, statt eine Beschädigung des Reaktorkerns unter allen Umständen zu verhindern.
Ein weiteres Problem besteht bei wassergekühlten Kernreaktoren in der Langzeitnachwärmeabfuhr aus dem Reaktorkern, falls die Wärmeabfuhr durch die normalerweise wirksamen Mittel verlorengeht. Beim Stande der Technik sind solche Nachwärmeabfuhrsysteme für Notfälle vorgesehen.
Eine Notkernkühlung und Nachwärmeabfuhrsysteme werden beim Stand der Technik durch aktive Komponenten gesteuert und betätigt, und diese können gerade dann versagen, wenn sie benötigt werden. Die Nachwärmeabfuhrsysteme haben beim bekannten Stand der Technik außerdem aktive Pumpeinheiten. Derartige aktive Pumpeinheiten erfordern äußere elektrische oder andere Energiequellen, die im Notfall ausfallen können. Um derartige Möglichkeiten zu mildern, werden beim Stande der Technik die Notkernkühlsysteme und die Nachwärmeabfuhrsysteme mehrfach angeordnet, was zu einer Komplizierung und hohen Kosten führt. Die bekannten Notkernkühlsysteme und Nachwärmeabfuhrsysteme machen es schwierig, eine kostengünstige wirksame wassergekühlte Leistungsreaktoranlage mit einem niedrigen und mäßigen Leistungsausgang zu schaffen.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Notkernkühlsystem und ein Nachwärmeabfuhrsystem zu schaffen, durch welche die Reaktorkernkühlung ständig auch in Störfällen durch passive Sicherheitssysteme aufrechterhalten wird, die kontinuierlich verfügbar sind, wenn der Kernreaktor normal arbeitet, um eine Beschädigung des Reaktorkerns zu vermeiden.
Die vorliegende Erfindung soll außerdem eine kostengünstige wassergekühlte Kernreaktorleistungsanlage mit niedriger und mäßiger Leistung liefern, bei der die Sicherheitssysteme vereinfacht sind und die Notwendigkeit einer Mehrfachanordnung entfällt.
Gemäß der vorliegenden Erfindung ist vorgesehen, daß jede erste umgekehrte U-Biegung des ersten Rohres durch den Wasserraum und den Dampfraum des Druckkessels hindurchläuft, um eine Dampfsperre innerhalb jeder ersten umgekehrten U-Biegung zu schaffen, wodurch jede Dampfsperre im Normalbetrieb im wesentlichen eine natürliche Zirkulation von Primärkühlwasser vom Primärkühlwasserkreis durch das erste Rohr, den Volldruck-Reaktorkernkühler und das zweite Rohr nach dem Primärkühlwasserkreis verhindert, wobei jede Dampfsperre von der ersten U-Biegung durch einen abnormalen Betrieb im Reaktorkern, dem Kühlwasserkreis, dem Druckkessel oder bei Verlust des Primärkühlwassers versetzt wird, um eine natürliche Zirkulation des Primärkühlwassers von dem Primärkühlwasserkreis durch das erste Rohr, durch den Volldruck-Reaktorkernkühler und das zweite Rohr zu ermöglichen, damit relativ kühles Primärkühlwasser aus dem Volldruck-Reaktorkernkühler in den Primärkühlwasserkreis einfließt oder durch diesen hindurchfließt.
Vorzugsweise weist wenigstens einer der Volldruckreaktorkernkühler einen Volldruck-Notkernkühltank auf, der eine Reservemenge von Primärkühlwasser enthält, wobei das erste Rohr einen oberen Abschnitt des Kühlwasserkreises mit einem oberen Abschnitt des Volldruck-Notkernkühltanks verbindet und das zweite Rohr einen unteren Abschnitt des Primärkühlwasserkreises mit einem unteren Abschnitt des Volldruck-Notkernkühltanks verbindet, und wobei wenigstens ein Teil des Volldruck- Notkernkühltanks über dem Reaktorkern angeordnet ist und die Dampfsperre gegenüber der U-Biegung versetzt ist, um relativ kühles Primärkühlwasser im Volldruck-Notkernkühltank nach dem Reaktorkern strömen zu lassen, oder die Möglichkeit zu schaffen, daß Primärkühlwasserdampf aus dem Primärkühlwasserkreis durch das erste Rohr in den Volldruck- Notkernkühltank entlüftet wird, um eine Gravitationsförderung von Primärkühlwasser aus dem Volldruck-Notkernkühltank in den Primärkühlwasserkreis zu ermöglichen.
Wenigstens einer der Volldruck-Reaktorkernkühler kann einen Volldruck-Nachwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher aufweisen, wobei das erste Rohr einen oberen Teil des Primärkühlwasserkreises mit einem oberen Teil des Volldruck-Nachwärmeabfuhr- Wärmeaustauschers verbindet und das zweite Rohr einen unteren Abschnitt des Primärwasserkühlkreises mit einem unteren Abschnitt des Volldruck-Nachwärmeabfuhr- Wärmeaustauschers verbindet, und wobei wenigstens ein Teil des Volldruck-Nachwärmeabfuhr-Wärmeaustauschers über dem Primärkühlwasserkreis liegt und die Dampfsperre aus der ersten umgekehrten U-Biegung versetzt wird, damit eine natürliche Zirkulation des Primärkühlwassers aus dem Primärkühlwasserkreis über das erste Rohr, über den Volldruck-Nachwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher und das zweite Rohr nach dem Primärkühlkreis fließen kann, damit relativ kühles Primärkühlwasser durch den Reaktorkern fließt.
Der Volldruck-Nachwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher und der Volldruck-Notkernkühltank können integriert und strömungsmäßig in Reihe derart verbunden sein, daß sie eine erste gemeinsame Rohrleitung, eine erste umgekehrte U-Biegung und eine zweite Rohrleitung bilden.
Der Volldruck-Nachwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher und der Volldruck-Notkernkühltank können auch getrennt voneinander angeordnet werden, und sie können mit eigenen ersten Rohrleitungen, einer ersten umgekehrten U-Biegung und einer zweiten Rohrleitung versehen sein.
Wenigstens ein Teil des Volldruck-Notkernkühltanks kann über dem Primärkühlwasserkreis angeordnet werden.
Die umgekehrte U-Biegung in der ersten Rohrleitung kann ein elektrisches Tauchheizgerät aufweisen, um die Erzeugung und Aufrechterhaltung der Dampfsperre zu unterstützen und um eine Entfernung nicht-kondensierbarer Gase zu ermöglichen.
Jede erste Rohrleitung kann hydrostatische thermische Dichtungen aufweisen, die die Zirkulation von Warmwasserwirbelströmen innerhalb der ersten Rohrleitung während des Normalbetriebs der Reaktoranlage ermöglichen, aber im Normalbetrieb des Kernreaktors verhindern, daß die Warmwasserwirbelströme in den Volldruck-Reaktorkernkühler eindringen, wobei die natürliche Zirkulation des Primärkühlwassers aus dem Primärkühlwasserkreis über die erste Rohrleitung, den ersten Volldruck-Reaktorkernkühler und die zweite Rohrleitung ermöglicht wird, wenn die Dampfsperre von der ersten umgekehrten U-Biegung durch einen abnormalen Betrieb des Reaktorkerns, des Primärkühlwasserkreises oder des Druckkessels versetzt wird.
Eine zweite umgekehrte U-Biegung in jeder ersten Rohrleitung kann eine hydrostatische thermische Dichtung bilden.
Eine U-Biegung in der ersten Rohrleitung kann außerdem eine hydrostatische thermische Dichtung bilden.
Jede zweite Rohrleitung kann eine hydrostatische thermische Dichtung aufweisen, die eine thermische Konvektion von Warmwasser aus dem Primärkühlwasserkreis nach dem Volldruck- Reaktorkernkühler im Normalbetrieb des Reaktors verhindert.
Eine U-Biegung in der zweiten Rohrleitung kann die hydrostatische thermische Dichtung bilden.
Wenigstens ein Paar umgekehrter U-Biegungen und eine normale U-Biegung, die in Reihe in jeder zweiten Rohrleitung geschaltet sind, können die hydrostatische thermische Dichtung bilden, wobei die umgekehrte U-Biegung in einem relativ heißen Bereich liegt und die normale U-Biegung in einem relativ kühlen Bereich, damit abwechselnd geschichtete Zonen geringerer und höherer Wasserdichte in der hydrostatischen thermischen Dichtung erzeugt werden.
Der Druckkessel kann einen Hilfskessel aufweisen, und der Hilfskessel besitzt einen Wasserraum und einen Dampfraum, und wenigstens der Wasserraum des Hilfskessels ist mit dem Wasserraum des Druckkessels verbunden, und die erste umgekehrte U-Biegung der ersten Rohrleitung läuft durch den Wasserraum und den Dampfraum des Hilfsbehälters hindurch.
Der Druckkessel kann einen Hilfskessel aufweisen, und der Hilfskessel besitzt einen Wasserraum und einen Dampfraum, und wenigstens der Wasserraum des Hilfskessels ist mit einem oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises verbunden, und die erste umgekehrte U-Biegung der Rohrleitung läuft durch den Wasserraum und den Dampf raum des Hilfsbehälters hindurch.
Der Dampfraum des Hilfsbehälters kann mit dem Dampfraum des Druckkessels in Verbindung stehen.
Der Hilfsbehälter kann eine elektrische Tauchheizung aufweisen, um die Sättigungsbedingungen im Wasserraum und im Dampfraum des Hilfsbehälters aufrechtzuerhalten.
Der Hilfsbehälter kann einen Teil der ersten umgekehrten U-Biegung definieren, und der Dampfraum des Hilfsbehälters kann die Dampfsperre bilden.
Eine relativ kleine Entlüftung kann die Dampfsperre und den Dampfraum des Druckkessels verbinden, damit nichtkondensierbare Gase aus der Dampfsperre nach dem Dampfraum des Druckkessels fließen können, um die Erzeugung einer Dampfsperre im Normalbetrieb zu unterstützen und aufrechtzuerhalten und um der Dampfsperre das erforderliche Übergangsansprechen zu verleihen.
Das Volldruck-Notkernkühlsystem und das Nachwärmeabfuhrsystem können wenigstens eine Nachwärmeentfernungsvorrichtung aufweisen, um Wärme aus dem Primärkühlwasser in dem Volldruck-Hilfskernkühler und aus dem Nachwärmeabfuhrsystem zu entfernen.
Jeder Volldruck-Notkernkühltank kann mit dem Volldruck- Nachwärmeabfuhr-Wärmeaustauscher integriert sein, der wenigstens einen Nachwärmeabfuhrkreis besitzt, um Wärme aus dem Primärkühlwasser in einer kombinierten Volldruck- Hilfskernkühlung und dem Nachwärmeabfuhrsystem zu entfernen.
Das wenigstens eine kombinierte System aus Volldruck- Hilfskernkühler und Nachwärmeabfuhrtank können in einem geschlossenen Bereich untergebracht werden, wobei die erste Rohrleitung den Primärwasserkühlkreis und den umschlossenen Raum verbindet und der umschlossene Raum einen der Nachwärmeabfuhrkreise aufweist, um die Wärmeübertragungsrate von dem Primärwasserkühler nach dem Nachwärmeabfuhrkreis zu vergrößern.
Der Nachwärmeabfuhrkreis kann einen ersten Wärmeaustauscher aufweisen, der in dem Volldruck-Notkernkühler und dem Nachwärmeabfuhrtank angeordnet ist, und außerdem einen zweiten Wärmeaustauscher, der außerhalb des Volldruck- Notkernkühlers und des Nachwärmeabfuhrtanks angeordnet ist, wobei die ersten und zweiten Wärmeaustauscher verbunden sind, um Arbeitsmittel dazwischen zu fördern.
Das Reaktordruckgefäß kann in dem Volldruck-Notkernkühltank angeordnet sein.
Der Reaktordruckbehälter und der Druckkessel können innerhalb des kombinierten Volldruck-Notkernkühlers und Nachwärmeabfuhrtanks als integrale Baueinheit angeordnet sein, wobei der Volldruck-Notkühltank der integrierte Druckbehälter wird und das Reaktorgefäß eine thermische und Strömungssteuerbegrenzung zwischen dem Primärkreis und dem Reservevolumen des Volldruck-Notkühlers wird.
Ein zweites Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem kann einen Tank aufweisen, der eine weitere Reservequelle von Primärwasserkühlmittel unter niedrigem Druck besitzt, und wenigstens ein Teil des Niederdruck-Notkernkühlers und Nachwärmeabfuhrtanks liegt über dem Volldruck-Notkernkühler und dem Nachwärmeabfuhrsystem, wobei eine dritte Rohrleitung einen unteren Teil des zweiten Niederdruck-Notkernkühlers und Nachwärmeabfuhrtanks mit dem Volldruck-Notkernkühler und Nachwärmeabfuhrsystem oder mit dem Primärkreis verbindet, und eine vierte Rohrleitung den Dampfraum des Druckkessels mit dem Niederdruck-Notkernkühltank verbindet, und in die dritte Rohrleitung ein Rüchschlagventil und ein Steuerventil eingeschaltet sind, während die vierte Rohrleitung ein Steuerventil aufweist.
Es kann wenigstens eine zweite Nachwärmeabfuhreinrichtung vorgesehen werden, um Wärme aus dem Wasser in den zweiten Niederdruck-Notkernkühler und Nachwärmeabfuhrtank abzuziehen.
Das Wasser in dem Niederdruck-Notkernkühler und dem Nachwärmeabfuhrtank kann eine Wärmesenke für das Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem bilden.
Der Volldruck-Nachwärmeabfuhrkühler kann in dem Niederdruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank angeordnet sein.
Das Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem kann in dem Niederdruck-Notkernkühler und Restwärmeabfuhrtank liegen.
Der Druckbehälter kann in einer Trockenkammer angeordnet sein, die von einer zylindrischen Wand definiert wird, und die zylindrische Wand liegt in dem Tank für die Niederdruck- Notkernkühlung und die Nachwärmeabführung, und eine Entlüftung verbindet einen oberen Bereich der Trockenkammer mit einem unteren Bereich des Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrtanks.
Ein Hauptgebäude kann das Reaktordruckgefäß, den Reaktorkern, den Primärwasserkühlkreis, den Druckkessel, das Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem und den zweiten Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank aufnehmen, wobei eine fünfte Rohrleitung eine Pumpe mit dem Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank verbinden kann und die Pumpe derart angeordnet ist, daß sie sämtliches abgetrennte Kühlwasser über einem vorbestimmten Pegel in dem Hauptgebäude nach dem Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank fördert, wobei die fünfte Rohrleitung ein Rückschlagventil aufweisen kann. Der wenigstens eine sekundäre Nachwärmeabfuhrkreis kann einen dritten Wärmeaustauscher aufweisen, der in dem zweiten Niederdruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank angeordnet sein kann, wobei ein vierter Wärmeaustauscher außerhalb des Hauptgebäudes angeordnet ist und eine Leitungsanordnung den dritten und vierten Wärmeaustauscher verbindet, um Arbeitsmittel dazwischen zu fördern.
Ein fünfter Wärmeaustauscher kann im wesentlichen im obersten Bereich des Hauptgebäudes untergebracht werden, wobei Leitungen den fünften Wärmeaustauscher und den vierten Wärmeaustauscher verbinden, um Arbeitsmittel dazwischen zu fördern. Ein unter dem fünften Wärmeaustauscher und über dem zweiten Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank angeordneter Sammelbehälter sammelt den durch den fünften Wärmeaustauscher kondensierten Dampf, und eine Leitung fördert den kondensierten Dampf aus dem Sammelbehälter nach dem zweiten Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank.
Leitungsanordnungen können einen Zwischenwärmeaustauscher und den vierten Wärmeaustauscher verbinden, um ein Arbeitsmittel dazwischen zu fördern, wobei der zweite Wärmeaustauscher die Wärme mit dem Zwischenwärmeaustauscher austauscht, und der Zwischenwärmeaustauscher und der zweite Wärmeaustauscher sind innerhalb des Hauptgebäudes angeordnet.
Der Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank können ein Neutronen absorbierendes Mittel aufweisen, das in Wasser gelöst ist.
Das Neutronenabsorptionsmittel kann Bor in Form von Borsäure sein.
Wenigstens ein Teil des Wasserraums des Druckkessels kann über einem oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises liegen, und wenigstens eine Entlüftung befindet sich in der Verbindung zwischen dem Druckkessel und dem Primärkühlwasserkreis, um den Dampfraum des Druckkessels mit dem oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises zu verbinden. Wenigstens eine Absaugöffnung ist zwischen den Druckkessel und den Primärwasserkühlkreis eingeschaltet, um den Wasserraum des Druckkessels mit einem unteren Abschnitt des Primärkühlwasserkreises zu verbinden. Die wenigstens eine Absaugöffnung ist so angeordnet, daß sie einen relativ niedrigen Strömungswiderstand für das vom Wasserraum des Druckkessels nach dem Primärkühlwasserkreis strömende Wasser und einen relativ hohen Strömungswiderstand für das Wasser aufweist, das von dem Primärkühlwasserkreis nach dem Wasserraum des Druckkessels fließt. Die wenigstens eine Entlüftungseinrichtung, die zwischen den Dampfraum des Druckkessels und den oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises geschaltet ist, ermöglicht eine Abfuhr überschüssigen Dampfes vom Primärkühlwasserkreis nach dem Dampfraum des Druckerzeugers.
Der Reaktorkern, der Primärkühlwasserkreis und der Druckkessel können als integrale Einheit vom Druckbehälter umschlossen werden, wobei wenigstens ein Gehäuse im Druckbehälter angeordnet ist, um den Druckbehälter in eine erste Kammer und eine zweite Kammer zu unterteilen, wobei Reaktorkern und Primärwasserkühlkreis in der zweiten Kammer angeordnet sind und der Druckkessel in der ersten Kammer. Das Gehäuse verhindert eine Vermischung zwischen dem Wasser im Primärkühlwasserkreis und dem Wasser im Wasserraum des Druckkessels.
Die erste Leitungsverbindung kann den Wasserraum des Druckkessels mit dem Volldruck-Reaktorkernkühler verbinden.
Der Reaktorkern kann im unteren Teil des Druckbehälters angeordnet werden, wobei der Primärkühlwasserkreis einen Anstiegskanal aufweist, um relativ heißes Wasser und Dampf nach dem wenigstens einen Wärmeaustauscher zu überführen, während ein nach unten führender Kanal relativ kaltes Wasser von dem wenigstens einen Wärmeaustauscher nach dem Reaktorkern führt.
Der wenigstens eine Wärmeaustauscher kann ein Dampfgenerator sein.
Der Wärmeaustauscher kann im Druckbehälter angeordnet sein.
Der Primärkühlwasserkreis kann wenigstens eine Pumpe aufweisen, um die Zirkulation des Primärkühlwassers zu unterstützen.
Der Druckkessel kann ein getrennter Druckkessel sein.
Der wassergekühlte Kernreaktor kann ein integraler Druckwasserreaktor sein.
Der wassergekühlte Kernreaktor kann ein integraler Siedewasserreaktor mit indirektem Zyklus sein.
Die Erfindung wird nunmehr unter Bezugnahme auf Ausführungsbeispiele beschrieben, die in der beiliegenden Zeichnung dargestellt sind. In der Zeichnung zeigen:
Fig. 1 einen schematischen Vertikalschnitt eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
20 Fig. 1B in größerem Maßstab eine Schnittansicht eines Teils von Fig. 1, welche eine Dampfsperre in einem umgekehrt U-förmigen Rohr zeigt,
Fig. 1C die Dampfsperre aus Fig. 1B, wenn sie sich im Normalbetrieb befindet,
Fig. 1D die Dampfsperre gemäß Fig. 1B, wenn abnormale Bedingungen in der Steigleitung des Reaktors auftreten,
Fig. 1E die Dampfsperre nach Fig. 1B in einem normalen Druckkessel-Übergangszustand mit hohem Wasserpegel,
Fig. 1F die Dampfsperre von Fig. 1B unter einer abnormalen Übergangsbedingung des Druckkessels mit hohem Wasserpegel,
Fig. 1G die Dampfsperre aus Fig. 1B mit einem normalen Niedrigwasser-Übergangszustand des Druckkessels,
Fig. 1H die Dampf sperre nach Fig. 1B unter abnormalen Übergangsbetriebsbedingungen des Druckkessels mit niedrigem Wasserstand,
Fig. 1I in einem größeren Maßstab eine Schnittansicht einer abgewandelten Dampfsperre mit abgewandelter umgekehrt U-förmiger Biegung,
Fig. 1J einen Schnitt in Richtung der Pfeile A gemäß Fig. 1I,
Fig. 2 einen schematischen Vertikalschnitt einer zweiten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und mit getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 3 eine schematische Vertikalschnittansicht einer dritten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 4 einen schematischen Vertikalschnitt einer vierten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der vorliegenden Erfindung,
Fig. 5 eine schematische Vertikalschnittansicht einer fünf ten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 6 eine schematische Vertikalschnittansicht einer sechsten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit getrenntem integralem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 6B in größerem Maßstab eine Schnittansicht eines Teils von Fig. 6, welche eine abgewandelte Dampfsperre zeigt,
Fig. 7 eine schematische vertikale Schnittansicht einer siebenten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 8 eine schematische vertikale Schnittansicht einer achten Ausführungsform eines integralen wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und integralem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 9 eine schematische vertikale Schnittansicht eines wassergekühlten Kernreaktors der Dispersionsbauart oder Schleifenbauart mit getrenntem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 10 eine schematische vertikale Schnittansicht einer zweiten Ausführungsform eines wassergekühlten Kernreaktors der Dispersions- oder Schleifenbauart mit getrenntem Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 10B bis 10F Schnittansichten eines Teils der Fig. 10, welche abgewandelte Dampf sperren veranschaulichen,
Fig. 11 eine schematische vertikale Schnittansicht eines wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel und Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß Fig. 6, zusammen mit einem zusätzlichen Niederdruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung,
Fig. 12 eine schematische vertikale Schnittansicht eines wassergekühlten Kernreaktors mit integralem Druckkessel, zusammen mit einem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem, welches in einem Niederdruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung integriert ist,
Fig. 13 eine schematische Vertikalschnittansicht eines wassergekühlten Kernreaktors der Dispersions- oder Schleifenbauart mit getrenntem Druckkessel und Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß Fig. 10, zusammen mit einem zusätzlichen Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß der Erfindung.
Ein wassergekühlter Kernreaktor 10 ist in Fig. 1 dargestellt. Dies ist ein integraler Druckwasserreaktor (PWR) der Bauart mit einem integralen Druckkessel, wie im einzelnen in der GB-A-8808707.7 beschrieben.
Der Kernreaktor 10 weist einen Druckbehälter 12 auf, in dem ein Reaktorkern 14 angeordnet ist. Der Reaktorkern 14 befindet sich im wesentlichen im unteren Bereich des Druckbehälters 12, und der Reaktorkern 14 ist von einem Neutronenreflektor 16 umgeben. Der Reaktorkern 14 weist außerdem ein System von beweglichen, Neutronen absorbierenden Steuerstäben auf, die mit einem nicht dargestellten Antriebsmechanismus verbunden sind. Eine thermische Abschirmung 20 befindet sich unter dem Reaktorkern 14, und thermische Abschirmungen 18 sind so angeordnet, daß sie den Neutronenref lektor 16 umschließen. Die thermischen Abschirmungen 18, 20 schützen den Druckbehälter 12 gegenüber der Strahlung, die aus dem Reaktorkern 14 austritt.
Ein Primärkühlwasserkreis wird benutzt, um den Reaktorkern 14 zu kühlen, und der Primärkühlwasserkreis benutzt eine gepumpte Strömung oder eine natürliche Zirkulation. Der Primärkühlwasserkreis umfaßt einen hohlen zylindrischen Körper 22, der vertikal über dem Reaktorkern 14 liegt und auf diesen ausgerichtet ist und eine Steigleitung 24 darin für die natürliche vertikal nach oben gerichtete Strömung relativ heißen Primärkühlmittels aus dem Reaktorkern 14 definiert, und es ist ein ringförmiger Abströmkanal 26 mit dem Druckbehälter 12 für die auf natürlichem Wege vertikal nach unten rückkehrende Strömung relativ kühlen Primärkühlmittels nach dem Reaktorkern 14 definiert. Der Primärkühlkreis ist auch mit einer oder mehreren Reaktorkühlmittelpumpen 28 versehen, die durch Motoren 30 angetrieben werden. Die Reaktorkühlpumpen 28 liegen über dem Abströmkanal 26.
Ein Gehäuse 32 ist im Druckbehälter 12 angeordnet und teilt den Druckbehälter 12 in eine erste vertikal obere Kammer 34 und eine zweite vertikal untere Kammer 36. Der Reaktorkern 14 und der Primärkühlwasserkreis sind in der zweiten unteren Kammer 36 angeordnet.
Der zylindrische Körper 22 erstreckt sich nach dem Kopf der unteren Kammer 36, die durch das Gehäuse 32 definiert ist, liegt jedoch hierzu im Abstand, und der obere Bereich des zylindrischen Körpers 22 ist mit Öffnungen 38 versehen, um die Primärkühlwasserströmung von dem Steigkanal 24 nach dem oberen Teil des nach unten führenden Ringkanals 26 zu verteilen. Das obere Ende des zylindrischen Körpers 22 weist eine große Öffnung 40 auf, die den Steigkanal 24 mit dem nach unten führenden Kanal 26 verbindet und eine Strömung von Wasser und Dampf vom Reaktorkern 14 über den Kopf des zylindrischen Körpers 22 in den absteigenden Kanal 26 ermöglicht.
Ein Sekundärkühlkreis zieht Wärme vom Primärkühlwasserkreis ab. Der Sekundärkühlwasserkreis weist einen oder mehrere Wärmeaustauscher 42 auf, die im oberen Bereich des ringförmigen Kanals 26 angeordnet sind. Die Wärmeaustauscher 42 weisen mehrere Rohre auf, die ein Sekundärkühlmittel von einer Sekundärkühlmittelquelle über ein nicht dargestelltes Zuführungsrohr und einen nicht dargestellten Einlaßkopf erhalten und die erhitztes Sekundärkühlmittel über einen nicht dargestellten Auslaßkopf und ein nicht dargestelltes Förderrohr liefern, um einen elektrischen Turbo-Generator anzutreiben, oder um eine Fernheizung zu speisen, oder um eine Prozeßerhitzung zu bewirken, oder um ein Antriebssystem zu speisen.
Der Wärmeaustauscher 42 ist bei diesem Ausführungsbeispiel ein Dampfgenerator, und das benutzte Sekundärkühlmittel ist Wasser. Der Dampfgenerator kann ein Generator mit direktem Durchsatz sein oder ein Generator mit Umwälzbetrieb, wobei Fallrohre zwischen den Auslaß- und den Einlaßköpfen angeordnet sind.
Das Gehäuse 32 ist an dem Druckbehälter 12 befestigt und gegenüber diesem abgedichtet, und das Gehäuse 32 weist einen Ringkörper 44 auf, der sich von dort nach unten um die Achse des Druckbehälters 12 erstreckt, und der Ringkörper 44 ist an seinem Boden geschlossen. Der Ringkörper 44 erstreckt sich koaxial in den zylindrischen Körper 22 hinein und liegt im Abstand zu diesem.
Ein Druckkessel 46 befindet sich innerhalb des Druckbehälters 12 in der ersten vertikal oberen Kammer 34, die zwischen dem Gehäuse 32 und dem Druckbehälter 12 ausgebildet ist. Der Druckkessel 46 enthält Wasser 48 und Dampf 50, die durch die Zwischenfläche zwischen Wasser und Dampf bzw. durch den Wasserspiegel 52 getrennt sind.
Eines oder mehrere Entlüftungsrohre 54 mit großem Durchmesser verbinden den Dampfraum 50 des Druckkessels 46 mit einem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises. Wie dargestellt, erstrecken sich die Entlüftungsrohre 54 vom Dampf raum 50 des Druckkessels durch den Wasserraum 48 des Druckkessels und durch das Gehäuse 32 hindurch.
Der Bodenbereich des Ringkörpers 44 ist mit mehreren Ablaßöffnungen 56 versehen, die strömungsmäßig zwischen den Wasserraum 48 des Druckkessels und den ringförmigen Fallkanal 26 des Primärkühlwasserkreises geschaltet sind. Die Ablaßöffnungen 56 erstrecken sich durch den zylindrischen Körper 22 und in den Bereich des Dampfgenerators 42. Die Ablaßöffnungen 56 enthalten nicht dargestellte hydraulische Dioden, die einen niedrigen Strömungswiderstand für Wasser aufweisen, das vom Wasserraum 48 des Druckkessels nach dem Primärkühlwasserkreis strömt, die jedoch einen hohen Strömungswiderstand für Wasser aufweisen, das vom Primärwasserkühlkreis nach dem Wasserraum 48 des Druckerzeugers fließt.
Wenigstens ein kombinierter Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 ist vertikal über dem Druckbehälter 12, der den Reaktorkern 14, den Primärkühlwasserkreis und den Druckkessel 46 enthält, oder längs einer Erhöhung über dem Kopf des Reaktorkerns 14 angeordnet. Der Tank 58 ist mit einer Reservequelle für Primärkühlwasser am vollen Arbeitsdruck des Primärkühlwasserkreises versehen.
Ein Nachwärmeabfuhrkreis umfaßt einen ersten Wärmeaustauscherkühler 60, der innerhalb des Tanks 58 angeordnet ist, und außerdem einen zweiten Wärmeaustauscherkühler 62, der außerhalb des Tanks 58 liegt. Rohrleitungen 64 und 66 verbinden strömungsmäßig den ersten und den zweiten Wärmeaustauscherkühler 60 und 62 zum Abtransport der Wärme durch natürliche Konvektion eines Kühlströmungsmittels vom ersten Wärmeaustauscher 60 nach dem zweiten Wärmeaustauscher 62.
Ein Rohr oder mehrere Rohre 68 verbinden den unteren Teil des Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks 58 mit einem unteren Teil des Primärkühlkreises im Druckkessel 12. Bei diesem Beispiel stellt das Rohr 68 eine Verbindung mit dem ringförmigen Fallkanal 26 in der Nähe der thermischen Abschirmung 18 über eine Düse 72 her. Das Rohr 68 weist eine U-Biegung 70 in einer geeigneten niedrigen Höhenlage auf, bevor das Rohr in den Druckbehälter 12 eintritt, um eine hydrostatische thermische Dichtung zu bilden, die thermische Konvektionsströme vom Primärkühlwasserkreis nach dem Hauptteil des Rohres 68 und dem Tank 58 verhindert.
Ein Rohr 74 verbindet einen oberen Teil des Primärkühlwasserkreises im Druckbehälter 12 mit einem oberen Teil des Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks 58. Das Entlüftungsrohr 74 erstreckt sich durch das Gehäuse 32 in den Druckkessel 46, und das Entlüftungsrohr 74 weist eine erste umgekehrt U-förmige Biegung 76 auf, die durch den Wasserraum 48 und den Dampfraum 50 des Druckkessels 46 verläuft, um eine Dampfsperre 78 innerhalb der umgekehrten U-Biegung 76 zu bilden.
Das Entlüftungsrohr 74 besitzt ebenfalls eine U-Biegung 80 und eine zweite, umgekehrte U-Biegung 82 an einer geeigneten hohen Stelle außerhalb des Druckbehälters 12, bevor es in den Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 eintritt. Die zweite, umgekehrte U-Biegung 82 bildet eine thermische hydrostatische Dichtung, um zu verhindern, daß Wirbelströme aus warmem Wasser, die im Entlüftungsrohr 74 während des Normalbetriebs des Reaktors zirkulieren, in den Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 eintreten.
Wenn der integrale Druckwasserreaktor 10 im normalen stetigen Zustand arbeitet, bestimmen die Bedingungen im Druckkessel 46 die Kühlwasserdrücke sowohl im Primärkühlwasserkreis als auch im Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem. Die Temperatur des Kühlwassers im Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 wird durch den ersten Wärmeaustauscherkühler 60 im Tank 58 bestimmt. Diese Temperatur entspricht im wesentlichen der Umgebungstemperatur des zweiten Wärmeaustauscherkühlers 62.
Eine thermische Konvektion aus dem Primärwasserkühlkreis im Druckbehälter 12 nach den Rohren 68 wird durch die hydrostatische thermische Dichtung verhindert, die von der U-Biegung 70 weiter unten im Rohr 68 gebildet ist, bevor dieses in den Druckbehälter 12 eintritt. Eine thermische Konvektion von dem freiliegenden Abschnitt der Rohre 68 nach dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 kann stattfinden, und demgemäß wird die Temperatur des frei liegenden Abschnitts des Rohres 68 durch die Temperatur des Wassers im Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 bestimmt.
Thermische Konvektionsströme im Rohr 74 vom Primärkühlwasserkreis im Druckbehälter 12 nach dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 werden ohne eine hydrostatische thermische Dichtung an einer geeigneten niedrigen Stelle des Rohres 74 benachbart zu seinem Austritt aus dem Druckbehälter 12 nicht verhindert. Die Temperatur des Rohres 74 außerhalb des Druckbehälters 12 ist höher als jene der Rohre 68 und das Wasser im Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58. Eine thermische Konvektion von dem äußeren Abschnitt des Rohres 74 nach dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 wird durch die hydrostatische thermische Dichtung verhindert, die durch die umgekehrte U-Biegung 82 am oberen Ende des Rohres 74 gebildet ist.
Die Temperaturen in jenem Teil des Rohres 74, der sich innerhalb des Druckbehälters 12 befindet, gleichen sich mit der Temperatur des Primärkühlwassers im Druckbehälter 12 aus. Die Bedingungen in der umgekehrten U-Biegung 76 innerhalb des Druckkessels 46 sind die Sättigungsbedingungen, die im Druckkessel 46 vorherrschen. Im Normalbetrieb der Reaktoranlage wird eine Dampfsperre oder eine Dampfblase 78 in der umgekehrten U-Biegung 76 des Rohres 76 erzeugt, die eine natürliche Zirkulation des Kühlmittels durch das Rohr 74, den Tank 58, das Rohr 68 und den Kühlwasserkreis verhindert.
Die Wasserspiegel in der Dampfsperre 78 des Rohres 74 vom Kühlwasserkreis nach dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank sind in Fig. 1 mit H4 und H5 gekennzeichnet. Die Bezugslinie wird als die Höhenlage des
Gehäuses 32 genommen, die den Druckkessel 46 vom Primärwasserkühlkreis trennt. Die Differenz H6 in den Wasserspiegeln H4 und H5 in den beiden Schenke In der Dampfsperre 78 ist gleich dem Gesamtdruckkopf im Kreis, der 10 durch den Primärkühlwasserkreis und das Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gebildet wird.
Dieser resultierende Kopf ergibt sich (angenähert) durch den Ausdruck:
wobei
p&sub0; = Kühlwasserdichte im abfallenden Schenkel des Volldruck-Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystems (d. h. im Tank 58 und dem zweiten Rohr 68)
px = Kühlwasserdichte im steigenden Schenkel des Volldruck-Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystems (d. h. im ersten Rohr 74)
pD = mittlere Kühlwasserdichte im abfallenden Kanal 26 des Primärkreises
pR = mittlere Kühlwasserdichte im Steigrohr 24 des Primärkreises
p = Kühlwasserdichte im Wasserraum des Druckkessels
HR = Kopfverlust im Reaktorkern 14 und im Steigrohr 24 des Primärkreises
und die Parameter Z&sub0;, ZR und L&sub2; sind diejenigen Dimensionen, die in Fig. 1 angegeben sind.
Durch geeignete Wahl der Parameter Z&sub0;, L&sub2; und HR (durch geeignete Auslegung des Kerns) sollte das System so ausgelegt werden, daß im normalen stetigen Betrieb der Reaktoranlage die ersten zwei Ausdrücke der obigen Gleichung für H6 ausgelöscht werden oder den Ausdruck von Kern/Steigrohr-Kopfverlust übersteigen, so daß
In diesem Fall ist HE ≥
ZR, und die Dampfsperre 78 stellt dann das Auftreten abnormaler Bedingungen im Reaktorkern 14 fest und reagiert auf dieses Auftreten abnormaler Bedingungen, die sich in einer abnormalen Kühlwasserdichte im Steigrohr 24 des Primärkühlwasserkreises manifestieren. Solche abnormalen Reaktorkernbedingungen geben Anlaß zu einer abnormal niedrigen Kühlwasserdichte im Steigrohr 24 und einer abnormal großen Wasserspiegeldifferenz H6, die die Dampfsperre 78 unterbricht oder auslöst.
Der Wasserspiegel H4 in der Dampfsperre 78 des Rohres 74 unterscheidet sich von dem Wasserspiegel im Druckkessel 46 unter stetigen Betriebsbedingungen um einen Betrag H7 = H4 - H1 = HA, wobei HA = der Kopfverlust über die Länge A des Fallkanals 26 des Primärwasserkühlkreises infolge der Strömung im Primärkühlwasserkreis. Der Wasserspiegel H4 ist gleich dem Pegel H2 im Entlüftungsrohr 54 nach dem Dampf raum 50 des Druckkessels 46.
Der Wasserspiegel H4 (und demgemäß H5) in der Dampfsperre 78 nähern sich oder liegen dicht bei dem Wasserspiegel 52 im Druckkessel 46. Abnormale Wasserspiegel im Druckkessel 46 infolge übermäßig hoher oder niedriger Betriebstemperaturen im Reaktorkern 14, ein übermäßiges Auffüllen oder Kühlmittelleckströme können ebenfalls die Dampfsperre 78 auslösen, um das Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem in Tätigkeit zu setzen.
Die Kopfdifferenz H6 zwischen den Wasserspiegeln in den beiden Schenkeln der Dampfsperre 78 im Rohr 74 des Kühlwasserkreises nach dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 repräsentiert den Treiberkopf, der verfügbar ist, um eine Notkühlwasserströmung einzuleiten. Wenn die Dampfsperre 78 gebrochen ist, dann strömt Primärkühlwasser vom Primärkühlwasserkreis durch das Rohr 74, durch den Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 und durch das Rohr 68 zurück in den Primärkühlwasserkreis. Die hydrostatische thermische Dichtung, die in der umgekehrten U-Biegung 82 am Kopf des Rohres 74 ausgebildet ist, reicht nicht aus, um zu verhindern, daß das relativ heiße Primärkühlwasser im Rohr 74 vom Primärkühlwasserkreis aufsteigt und in den Tank 58 eintritt, sobald Notbedingungen eintreten.
Nachdem einmal das relativ heiße Primärkühlwasser beginnt, über die hydrostatische thermische Dichtung abzusinken, die durch die umgekehrte U-Biegung 82 gebildet wird, resultiert dies in einer anfänglichen geringen Reduktion des thermischen Treiberkopfes, der die Strömung durch den Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrkreis einleitet. Diese Charakteristik ist ein Stabilisierungsmerkmal, welches eine minimale Störung im thermischen Treiberkopf über jene hinaus erfordert, die erforderlich ist, um die Dampfsperre 78 aufzubrechen, wobei eine geringere Störung zu der Wiedereinrichtung der Dampfsperre 78 führt.
Wenn die Primärkühlwasserströmung durch den Tank 58 eingeleitet wird, dann steigt die Temperatur des Wassers in dem Tank 58, und die Wärmeübertragung nach dem zweiten Wärmeaustauscherkühler 62 beginnt automatisch durch natürliche Konvektion des Kühlmittels vom ersten Wärmeaustauscherkühler 60 über die Rohre 66 und 64.
Schließlich sinkt wärmeres Wasser vom Tank 58 im Rohr 68 nach dem Primärwasserkühlkreis nach unten. Die Durchmesser der Rohre 68, 74 und die Höhenlage des Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks 58 über dem Primärwasserkühlkreis und die Bemessung von erstem und zweitem Wärmeaustauscherkühler 60 und 62 müssen so gewählt werden, daß eine ausreichende Kühlströmung von Wasser durch den Reaktorkern 14 ermöglicht wird, um Nachwärme aus dem Reaktorkern 14 während des Notfallbetriebes abzuziehen.
Um die Möglichkeit zu schaffen, die Kernspaltreaktion im Reaktorkern 14 im Falle einer Störung der ersten Leitungsabschaltsysteme abzuschalten, kann der Tank 58 Wasser enthalten, das mit einer solchen Menge und Konzentration boriert ist, daß der Reaktorkern 14 unterkritisch wird und der Reaktorkern 14 in einer unterkritischen Bedingung gehalten wird, während der Reaktorkern 14 während der Nachwärmeabfuhr sich abkühlt.
Während des Normalbetriebs des integralen Druckwasserreaktors 10 befinden sich das Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem in einem metastabilen Zustand in dem Sinne, daß eine relativ große Störung erforderlich ist, um die Dampfsperre 78 im Rohr 74 aufzubrechen. Die Dampfsperre 78 wird jedoch automatisch unter gewissen Fehlbedingungen aufgebrochen, sie wird jedoch nicht während anderer Hochfahrbedingungen oder während normaler Übergangsbedingungen der Anlage aufgebrochen.
Die Dampfsperre 78 wird von der umgekehrt U-förmigen Biegung 76 des Rohres 74 her aufgebrochen, wenn der Wasserspiegel H4 der Dampfsperre den oberen Schenkel der umgekehrten U-Biegung erreicht, d. h. wenn H4 ≥ 1,5 ist, wie in Fig. 1F dargestellt. Dies kann durch einen hohen Wasserspiegel im Druckkessel 46 infolge von Faktoren geschehen, beispielsweise übermäßigem Hochlauf oder übermäßiger Arbeitstemperatur, oder es kann verursacht werden durch hohe Primärkühlwasserübergangstemperaturen und Wasserspiegel im Druckkessel 46, was zu Reaktionsbedingungen und nachfolgendem Lastausfall, einem Ausfall der Station oder anderen schwerwiegenden Ungleichgewichtsabnormalitäten führt.
Die Dampfsperre 78 wird in der umgekehrten U-Biegung 76 des Rohres 74 unterbrochen, wenn der Wasserspiegel H5 der Dampf sperre tief genug sinkt, um die U-Biegung 80 im Rohr 74 freizulegen, d. h. H5 ≤ L3, wie in Fig. 1D und 1H dargestellt ist. Dies kann durch einen niedrigen Wasserstand im Druckkessel 46 verursacht werden, beispielsweise infolge von Faktoren wie Primärkühlwasserleckage oder infolge abnormal niedriger Arbeitstemperatur und Arbeitsdruck, oder es kann verursacht werden durch niedrige Übergangsprimärkühlwassertemperaturen und einen Wasserspiegel im Druckkessel 46 während der anfänglichen Stufen eines Sekundärdampfrohrbruchs oder wegen anderer Unfälle mit übermäßigem Dampfbedarf, oder während Unfällen bei der Zusatzwasserzuführung, oder es kann verursacht werden durch ein hohes Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem mit einem thermischen Gesamttreiberkopf H6 infolge ungünstiger thermischer Bedingungen im Reaktorkern 14 und im Steigrohr 24 des Primärwasserkühlkreises infolge von Faktoren wie Reaktorkühlpumpenauslösung, Reaktorkernströmungsblockage, Reaktorkernüberleistungsbedingungen usw.
Die Dampfsperre 78 wird aus der umgekehrten U-Biegung 76 des Rohres 74 unterbrochen, wenn sich eine Dampfblase im Primärkühlkreis mit ausreichender Größe und ausreichendem Volumen entwickelt, um den Einlaß des Rohres 74 freizulegen. Dies kann geschehen, wenn Sättigungsbedingungen im Steigrohr 24 des Primärkühlwasserkreises infolge eines Druckverlustes erreicht werden, der durch einen Verlust der Heizvorrichtungen des Druckkessels 46 oder durch einen Dampfleckstrom vom Druckkessel 46 oder durch einen großen Primärkühlwasserleckstrom bewirkt wird, oder infolge eines sehr großen negativen Primärwasserkühlvolumenabsaugens, verursacht durch einen Sekundärdampfrohrbruch oder andere Unfälle mit übermäßig hohem Dampfbedarf.
Die Parameter der Dampfsperre 78, die das Aufreißen der Dampfsperre oder Auslösebedingungen bestimmen, sind die Höhe L5, die Höhenlage der U-Biegung 80 am Austritt vom Druckbehälter L3, die Tiefe B des Eindringens des Rohres 74 in den Primärkühlwasserkreis und die Disposition dieser Parameter gegenüber normalen Bedingungen des Wasserstandes im Druckkessel 46 gegenüber Unfallbedingungen. Diese Parameter werden so gewählt, daß zwischen Änderungen im Wasserspiegel des Druckkessels 46 und dem Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem-Treiberkopf unterschieden werden kann, der durch Unfallbedingungen oder fehlerhafte Bedingungen erzeugt wird, wenn die Dampfsperre 78 auslösen soll, und durch eine Veränderung während der normalen Bedingungen oder der Übergangsbedingungen, für welche die Dampfsperre 78 intakt bleiben soll.
Im normalen Ausgleichsbetrieb wird Primärkühlwasser zwischen dem Primärkühlwasserkreis und dem Druckkessel 46 ausgetauscht, der als Puffertank für den Primärkühlwasserkreis wirkt. Ein Ansteigen in der Temperatur im Primärkühlwasserkreis führt zu einem Aufwallen mit positivem Volumen, und dies führt zu einer Erhöhung des Wasserspiegels in der Dampfsperre 78 des Rohres 74 gerade dann, wenn sich der Wasserspiegel im Druckkessel 46 erhöht. Die Höhe L5 des Rohres 74 muß groß genug sein, um zu verhindern, daß der Pegel H4 bis auf den Kopf der umgekehrten U-Biegung 76 ansteigt, wodurch die Dampfsperre 78 bei normalen Übergangsbedingungen aufgebrochen würde.
Bei einem Aufwallen mit positivem Volumen besteht die Tendenz, daß der Dampfraum 50 des Druckkessels 46 in den Überhitzungsbereich komprimiert wird, und dies führt zu höheren Übergangsdrücken als es der Fall wäre, wenn eine Überhitzung des Dampfraumes 50 verhindert würde. Die Entlüftungsrohre 54 verbinden den Primärkühlwasserkreis und den Dampfraum 50 des Druckkessels 46, so daß ein der Überhi tzung entgegenwirkender Primärkühlwassersprühstrahl in den Dampfraum 50 vom Primärkühlwasserkreis eingespritzt wird, und zwar angetrieben durch das Leistungsungleichgewicht auf dem Primärkühlwasser, was ein Aufwallen mit positivem Volumen bewirkt.
Der Dampf in der Dampfsperre 78 des Rohres 74, das nach dem Tank 58 führt, wird in dem Überhitzungsbereich in einem schnellen großen Übergang komprimiert, und dies kann die Dampf sperre 78 aufbrechen. Die höheren Drücke in der Dampfsperre 78, die infolge der Überhitzung auftreten, wirken wiederum gegen ein Ansteigen der Wasserspiegel H4 und H5, wodurch der Tendenz entgegengewirkt wird, die Dampf sperre 78 auf zubrechen oder ihren Rand zu reduzieren. In Fig. 1 befinden sich die umgekehrte U-Biegung 76 und die Dampfsperre 78 im Druckkessel 46, und das eingespritzte Primärkühlwasser von den Entlüftungsrohren 54 kann über die umgekehrte U-Biegung 76 strömen, was eine Wärmeübertragung von der Dampfsperre 78 zur Folge hat, wodurch die Tendenz vermindert wird, daß der Dampf in der Dampfsperre 78 in den Überhitzungszustand komprimiert wird. Eine Verminderung der Überhitzung in der Dampfsperre 78 kann bei großvolumigen Saugvorgängen, die durch Störungen verursacht werden, beispielsweise durch einen vollen Lastabfall, erwünscht oder auch nicht erwünscht sein.
Während eines Pumpvorganges mit negativem Volumen strömt Primärkühlwasser aus dem Wasserraum 48 des Druckkessels 46 durch die Ansaugöffnungen 56 in den Primärkühlwasserkreis, wodurch der Wasserpegel im Druckkessel 46 abgesenkt wird. Der Druck im System sucht sich durch das gesättigte Wasser im Druckkessel 46 und anderswo aufrechtzuerhalten, wobei eine Selbstverdampfung infolge des vorübergehenden Druckabfalls auftritt, der von dem Pumpvorgang mit negativem Volumen herrührt. In gleicher Weise fallen die Wasserpegel in der Dampfsperre 78 des Rohres 74 während eines Pumpens mit negativem Volumen, und es besteht für das Wasser in den SchenkeIn der umgekehrten U-Biegung 76 die Tendenz einer Selbstverdampfung. Die Umwandlung des Wassers in Dampf wird durch die Verminderung der Temperatur des Wassers hervorgerufen, während der erzeugte Dampf die Dampfsperre 78 verstärkt. Die Tiefe L3 der U-Biegung 80 des Rohres 74 muß groß genug sein, um zu verhindern, daß der Wasserpegel H5 so weit abfällt, daß die Dampfsperre während normaler negativer Pumpvorgänge bricht oder beeinträchtigt wird.
Ein potentielles Problem in Verbindung mit der Dampfsperre 78 besteht darin, daß möglicherweise unkondensierbare Gase, beispielsweise Sauerstoff oder Wasserstoff, die von der radiolytischen Zersetzung des Primärkühlmittels im Reaktorkern 14 herrühren, sich in der Dampfsperre 78 ansammeln und deren Arbeitsweise beeinträchtigen. Um den Aufbau derartiger unkondensierbarer Gase zu verhindern, kann eine kleine Entlüftungsöffnung 51 (Fig. 1b) an der Oberseite der ersten umgekehrten U-Biegung 76 vorgesehen werden. Hierdurch werden nicht-kondensierbare Bestandteile im Dampfraum 50 des Druckkessels freigegeben, wenn der Dampfraum des Druckkessels routinemäßig entgast wird. Eine solche Entlüftungsöffnung 51 beeinflußt die stetigen Arbeitsbedingungen der Dampfsperre 78 nicht. Die Entlüftung 51 kann sehr klein bemessen sein, oder sie kann kapillare Abmessungen annehmen, so daß nur ein vernachlässigbarer Einfluß auf Übergangsvorgänge in der Dampfsperre eintritt.
Um eine Entgasung der Dampfsperre 78 zu ermöglichen, ist ein kleines elektrisches Tauchheizgerät in der umgekehrt U-förmigen Abbiegung 76 angeordnet, um eine geringe Dampfströmungsrate herbeizuführen und um Gas durch das Entlüftungsrohr 51 in den Dampfraum 50 des Druckkessels Zu überführen.
Die Dampfsperre 78 ist selbstregulierend insofern, als sie automatisch beim Anlauf der Reaktoranlage erzeugt und danach während des Normalbetriebs und bei normalen Übergangszuständen aufrechterhalten wird. Der Druckkessel 46 erzeugt die Dampfsperre 78 und hält sie danach aufrecht, weil eine Tendenz der kommunizierenden Systeme besteht, sich nach einem thermodynamischen Gleichgewicht hin zu bewegen. Die Geometrie der umgekehrten U-Biegung 76 und der Dampfsperre 78 kann so ausgebildet sein, daß die Dampfsperre 78 dadurch erzeugt und aufrechterhalten wird, daß Energieübertragungen und Massenübertragungen zwischen dem Druckkessel 46 und der Dampfsperre 78 stattfinden. Um eine Wärmeübertragung zwischen dem Druckkessel 46 und der Dampfsperre 78 zu bewirken, kann die umgekehrte U-Biegung 76 mit mehreren Wärmeübertragungsrippen 79 versehen sein, wie dies in Fig. 1I dargestellt ist. Um die Übertragung von Masse und Enthalpie zwischen dem Druckkessel 46 und der Dampfsperre 78 zu verbessern, kann die umgekehrte U-Biegung 76 mit einer kleinen Entlüftung 51, wie in Fig. 1B dargestellt, versehen sein. Dies verbessert den Druckausgleich und den Wasserpegelausgleich der Dampfsperre 78 mit dem Druckkessel 46 nach Störungen. Diese Merkmale sind geschaffen, um zu gewährleisten, daß die Massenübertragung und die Energieübertragung zwischen dem Druckkessel 46 und der Dampfsperre 78 nicht so schnell erfolgen, daß eine Versetzung der Dampfsperre 78 verhindert wird, oder daß während der Auslösebedingung eine Wiederherstellung erfolgt.
Es kann ein kleines Tauchheizgerät vorgesehen werden, um die Erzeugung und Aufrechterhaltung der Dampfsperre zu gewährleisten.
Um eine Versetzung der Dampfsperre 78 während der Auslösebedingungen zu bewirken, kann die umgekehrte U-Biegung 76 so ausgebildet sein, daß das Ansaugen von Dampf oder unkondensierten Gasblasen bewirkt wird, nachdem die Auslösebedingungen vorherrschen. Die umgekehrte U-Biegung 76 in Fig. 1I ist so gestaltet, daß das Einsaugen von Dampf oder Gasblasen verbessert wird. Der stromaufwärtige Schenkel der umgekehrten U-Biegung 76 ist im Durchmesser oder in seiner Fläche größer als der stromabwärtige Schenkel, während die Oberseite der umgekehrten U-Biegung nach dem Einlaß des stromabwärtigen Schenkels verjüngt ausgebildet ist. Dies bewirkt eine sich erhöhende Strömungsgeschwindigkeit, wenn Primärkühlwasser durch die U-förmige Biegung strömt, wodurch die Tendenz vergrößert wird, daß Gas oder Dampfblasen mitgerissen werden.
Fig. 2 zeigt ein abgewandeltes Ausführungsbeispiel eines integrierten Druckwasserreaktors (PWR) 10B der Bauart mit einem integrierten Druckkessel, im wesentlichen im gleichen Aufbau wie bei dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 1, weshalb gleiche Teile mit gleichen Bezugszeichen versehen sind.
Bei diesem Ausführungsbeispiel befinden sich Hilfskerndruckkühltank und Vol ldruck-Restwärmeabfuhrsystem in getrennten Kreisen, und jeder Kreis besitzt eine eigene Dampfsperre und Verbindungsleitungen.
Es ist wenigstens ein Volldruck-Hilfskernkühltank 58 vorgesehen. Jeder Volldruck-Hilfskernkühltank 58 befindet sich an einer Stelle, die höher liegt als der Reaktorkern 14, und vorzugsweise in einer Höhenlage, die höher ist als die des Druckgefäßes 12. Ein Rohr 74 verbindet einen oberen Teil des Primärwasserkühlkreises im Druckgefäß 12 mit einem oberen Teil des Volldruck-Hilfskernkühltanks 58. Das Rohr 74 erstreckt sich durch das Gehäuse 32 in den Druckerzeuger 46, und das Rohr 74 weist eine erste umgekehrte U-Biegung 76 auf, die durch den Wasserraum 48 und den Dampfraum 50 des Druckkessels 46 verläuft, um eine Dampfsperre 78 innerhalb der umgekehrten U-Biegung 76 herzustellen.
Ein Rohr oder mehrere Rohre 68 verbinden den unteren Teil des Volldruck-Hilfskernkühltanks 58 mit einem unteren Abschnitt des Primärwasserkühlkreises, und bei diesem Beispiel mit dem unteren Teil 26 unter den Wärmeaustauschern 42. Die Rohre 68 weisen eine umgekehrte U-Biegung 70 am Einlaß nach dem Druckkessel 12 auf, um eine hydrostatische thermische Dichtung zu bilden, die thermische Konvektionsströme vom Primärkühlwasserkreis nach dem Hauptabschnitt des Rohres 68 und dem Volldruck- Hilfskernkühltank 58 verhindert.
Es ist außerdem wenigstens ein Volldruck-Restwärme- Abfuhrsystem vorgesehen. Jedes Volldruck-Restwärme- Abfuhrsystem umfaßt einen Wärmeaustauscher 60, der wenigstens so hoch wie der Wärmeaustauscher 42 liegt und der vorzugsweise in einer Höhe angeordnet ist, die höher liegt als das Druckgefäß 12. Die Restwärme-Abfuhrwärmesenke wird von einem großen Tank 61 gebildet, der Wasser enthält. Statt dessen kann die Restwärme-Abfuhrwärmesenke auch ein Wärmeaustauscher mit einem Wärmetransportkühlmittel sein. Der Restwärme-Abfuhrwärmeaustauscher 60 weist eine Gruppe von Rohren 67 auf, die in das Wasser im Tank 61 eintauchen. Die Gruppe von Rohren 67 besitzt einen Einlaßkopf 65 und einen Auslaßkopf 63 zur wirksamen Verteilung des Primärkühlwassers zwischen den Rohren 67. Ein Rohr 74' verbindet einen oberen Teil des Primärwasserkühlkreises im Druckgefäß 12 mit dem Einlaßkopf 65 der Rohrgruppe 67. Das Rohr 74' erstreckt sich durch das Gehäuse 32 in den Druckkessel 46, und das Rohr 74' weist eine erste umgekehrte U-Biegung 76' auf, die durch den Wasserraum 48 und den Dampfraum 50 des Druckkessels 76 verläuft, um eine Dampf sperre 78' innerhalb der ersten umgekehrten U-Biegung 76' zu bilden. Das Rohr 74' besitzt außerdem eine U-Biegung 80' und eine zweite umgekehrte U-Biegung 82'. Die zweite umgekehrte U-Biegung 82' befindet sich in einer geeigneten Höhenlage außerhalb des Druckgefäßes 12, bevor das Rohr 74' in den Tank 61 eintritt. Die zweite umgekehrte U-Biegung 82' bildet eine hydrostatische thermische Dichtung, um zu verhindern, daß Wirbelströme von Warmwasser in dem Rohr 74' im Normalbetrieb der Reaktoranlage zirkulieren und in den Volldruck-Restwärme-Abfuhrwärmeaustauscher 60 bzw. in dessen Rohre 67 eindringen.
Ein Rohr oder mehrere Rohre 68 verbinden den Auslaßkopf 63 des Volldruck-Restwärme-Abfuhrwärmeaustauschers 60 bzw. seiner Rohre 67 mit einem unteren Teil des Primärkühlwasserkreises, und bei diesem Ausführungsbeispiel im unteren Teil 26 unter dem Wärmeaustauscher 42. Das Rohr 68' weist eine umgekehrte U-Biegung 70' am Eintritt nach dem Druckgefäß 12 auf, um eine hydrostatische thermische Dichtung zu bilden, die verhindert, daß thermische Konvektionsströme vom Primärkühlwasserkreis nach dem Hauptabschnitt des Rohres 68' und der Rohre 67 fließen.
Der Volldruck-Hilfskernkühltank 58 befindet sich längs des Druckgefäßes 12, und thermische Wirbelströme in dem freiliegenden Rohr 74 werden durch das Fehlen eines Anstiegsabschnitts des Rohres 74 verhindert. Wenn der Tank 58 an einer höheren Stelle des freiliegenden ansteigenden Abschnitts des Rohres 74 angeordnet wäre, dann wäre eine umgekehrte U-Biegung erforderlich, um zu verhindern, daß Wirbelströme im Volldruck-Hilfskernkühltank 58 wie bei Fig. 1 zirkulieren.
Das Gehäuse 32 kann bei diesem Ausführungsbeispiel ein Membrangehäuse sein.
Die Arbeitsweise der Dampfsperren 78 und 78' ist im wesentlichen die gleiche wie unter Bezugnahme auf Fig. 1 beschrieben. Jedoch ermöglicht die Trennung des Volldruck-Hilfskernkühlsystems vom Restwärme-Abfuhrsystem, daß die Auslösepunkte der beiden Dampfsperren 78 und 78' für unterschiedliche Ereignisse ausgelegt werden. Die Dampfsperre 78 für den Volldruck-Hilfskernkühltank 58 kann zur Auslösung auf den Niederdruckkessel 46 oder den Primärwasserkühlkreiswasserpegel durch Erhöhung des Einlasses des Rohres 74 innerhalb des Druckgefäßes 12 eingestellt werden. Bei diesem Ausführungsbeispiel ist der Einlaß des Rohres 74 direkt mit dem Primärkühlwasserkreis verbunden.
Gelegentlich können niedrigere Wasserpegel durch Verlust von Kühlmittel aus dem Primärkühlwasserkreis infolge von Leckströmen in Hilfsrohren oder Brüchen im Druckgefäß 12 auftreten. Das Volldruck-Hilfskernkühlsystem bildet eine schnelle Quelle, um Wasser für kleine, mittlere oder größere Leckströme zu liefern, je nach Größe des Tanks 58 und der Verbindungsrohre 68 und 74.
Die Dampfsperre 78' des Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystems kann so eingestellt werden, daß sie bei einem übermäßig hohen Druckwasserpegel 52 aus löst und wenn sich ein übermäßig hoher resultierender Kopf über der Dampfsperre 78' befindet. Hohe Wasserpegel können durch Verlust von Pannen der Wärmesenke verursacht werden, und ein hoher resultierender Druckkopf über der Dampf sperre 78' kann durch Pannen der Reaktorkühlpumpen verursacht werden.
Fig. 3 zeigt einen integralen Druckwasserreaktor 10C, der im wesentlichen dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 2 entspricht, wobei gleiche Teile mit gleichen Bezugszeichen versehen sind. Dieses Ausführungsbeispiel unterscheidet sich von dem Ausführungsbeispiel gemäß Fig. 2 dadurch, daß das Rohr 74, welches den oberen Abschnitt des Volldruck-Hilfskernkühltanks 58 mit dem Primärwasserkühlkreis verbindet, einen Eintritt über dem Gehäuse 32 im Wasserraum 48 des Druckkessels 46 aufweist.
Fig. 4 zeigt einen integralen indirekten Siedewasserreaktor (BWR), wie dieser im einzelnen in unserer laufenden britischen Patentanmeldung 8808707.7 beschrieben ist. Bei diesem Ausführungsbeispiel ist das Gehäuse 32 ein Membrangehäuse.
Das Volldruck-Notkernkühltanksystem und das Volldruck- Restwärme-Abfuhrsystem gemäß Fig. 2 sind in Fig. 4 einbezogen, und gleiche Teile sind mit den gleichen Bezugszeichen versehen.
Das Ausführungsbeispiel unterscheidet sich von Fig. 2 dadurch, daß das Rohr 74', welches die Dampf sperre 78 enthält, und das Rohr 68' durch eine Gruppe von Wärmeaustauscherrohren 77 verbunden sind, die innerhalb des oberen Teils des Fallrohres 26 des Primärwasserkühlkreises angeordnet sind. Diese Gruppe von Wärmeaustauschern 77 stellt eine Strömungsverbindung mit dem Rohr 74' über einen Auslaßkopf 75 her, und die Wärmeaustauscherrohre 77 stehen strömungsmäßig mit dem Rohr 68' über einen Einlaßkopf 81 in Verbindung. Die Gruppe von Wärmeaustauscherrohren 77, der Auslaßkopf 75, das Rohr 74', der Restwärme-Abfuhr- Wärmeaustauscher 60, das Rohr 68' und der Einlaßkopf 81 bilden einen geschlossenen Kreis zur Zirkulation des Restwärmekühlwasserabfuhrkreises.
Die Druckbeaufschlagung dieses Kreises erfolgt durch den Primärwasserkühlkreis und den Druckkessel 46 über eine Öffnung 83 mit kleinem Durchmesser aus dem Einlaßkopf 81 der Wärmeaustauscherrohre 77 nach dem Fallrohr 26 des Primärwasserkühlkreises.
Im Normalbetrieb der Reaktoranlage steht das Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystem voll unter Wasser unter dem Druck, der jenem an der Drucköffnung 83 entspricht. Das Wasser in dem Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystem wird jedoch an einer Zirkulation durch die Dampfsperre 78' gehindert. Unter abnormalen Bedingungen wird die Dampf sperre 78' versetzt, so daß das Wasser durch das Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystem zirkulieren kann, d. h. durch den Wärmeaustauscher 77, das Rohr 74', den Wärmeaustauscher 67 und das Rohr 68'.
Die Dampfsperre 78' des Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystems kann durch übermäßig hohe oder niedrige Druckwasserpegel ausgelöst werden.
Wenn die Dampfsperre 78' infolge eines zu niedrigen Druckwasserpegels ausgelöst wird, tritt eine Zweiphasen-Wärmeübertragung und Strömung im Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystem auf, zusammen mit einer Verdampfung, die innerhalb der Wärmeaustauscherrohre 77 erfolgt, und einer Kondensation, die innerhalb der Wärmeaustauscherrohre 67 vonstatten geht.
Das Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystem gemäß Fig. 4 hat gegenüber jenem nach Fig. 3 den Vorteil, daß bei einem Leck in den Rohren des Volldruck-Restwärme-Abfuhrsystems die Verlustrate von Primärkühlwasser durch den kleinen Durchmesser der Drucköffnung 83 begrenzt wird.
In Fig. 5 ist ein Volldruck-Notkernkühltank getrennt vom Restwärme-Abfuhrwärmeaustauscher. Das Primärwasserkühlmittel wird dadurch gekühlt, daß es durch einen getrennten Wärmeaustauscher läuft oder durch ein großes Kühlwasservolumen unter niedrigem Druck und geringer Temperatur im Restwärme-Abfuhrtank 61. Das Rohr 74 führt zu einem Wärmeaustauscher in Reihe zwischen der zweiten umgekehrten U-Biegung 82 und dem Volldruck-Notkernkühltank 58, und dieses Rohr führt durch den Restwärme-Abfuhrtank 61. Der Wärmeaustauscher besitzt eine Gruppe von Kühlrohren 67, die sich zwischen einem Einlaßkopf 65 und einem Auslaßkopf 63 erstrecken. Die Restwärme, die vom Reaktorkern über das Primärkühlwasser abgeführt wird, wird auf das Wasser im Tank 61 übertragen, und dies bewirkt, daß das Wasser in dem Tank 61 verkocht. Der Tank 61 kann in gleicher Weise mit einem Kühlkreis versehen sein, um Wärme vom Wasser im Tank 61 abzuführen und um ein Verkochen zu verhindern oder zu verringern.
Fig. 6 zeigt einen integralen Druckwasserreaktor (PWR) 10F jener Bauart mit einem integralen Druckkessel, und dieser Reaktor entspricht im wesentlichen dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 1, und gleiche Teile sind mit gleichen Bezugszeichen versehen. Er unterscheidet sich insofern, als das Gehäuse 32 einen Ringkörper 86 aufweist, der sich vertikal vom Umfangsbereich des Gehäuses 32 nach unten erstreckt, und der Bodenbereich des ringförmigen Körpers 86 ist am Druckgefäß 12 kurz unter den Saugöffnungen 56B verbunden und abgedichtet. Diese Ansaugöffnungen 56B verbinden den Wasserraum 48 des Druckkessels 46 mit einem unteren Abschnitt des Primärkühlwasserkreises.
Der Druckkessel 46 besitzt einen Hilfsbehälter 88, und der Hilfsbehälter 88 ist mit dem Hauptdruckkessel 46 durch Rohre 90 oder Öffnungen verbunden, die den Wasserraum 48 des Druckkessels 46 mit einem Wasserraum 94 des Hilfsbehälters 48 verbinden, und Rohre 92 oder Öffnungen verbinden den Dampfraum 50 des Druckkessels 46 mit einem Dampfraum 96 des Hilfsbehälters 88. Die umgekehrte U-Biegung 76 des Rohres 74 und die Dampf sperre 78 verlaufen durch den Hilfsbehälter 88 des Druckkessels 46 und nicht durch den Hauptdruckkessel. Es wäre möglich, den Hilfsbehälter 88 so anzuordnen, daß er nur mit dem Wasserraum des Druckkessels 46 oder mit einem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises unter dem Druckkessel 46 verbunden ist. Der Hilfsbehälter kann mit elektrischen Tauchheizgeräten im Wasserraum 94 versehen sein, um den Dampfraum 96 zu verstärken oder zu erzeugen.
Der Hilfsbehälter kann selbst die Funktion der umgekehrten U-Biegung übernehmen, und der Dampfraum, der mit dem eigenen Tauchheizgerät 53 erzeugt wurde, bildet dann die Dampfsperre, wie dies in Fig. 6B dargestellt ist. Ein kleines Entlüftungsrohr 51 kann von der Dampfsperre nach dem Druckkessel-Dampfraum vorgesehen werden, um übermäßigen Dampf und nicht kondensierbare Gase aus der Dampfsperre 78 nach dem Dampf raum 50 des Druckkessels abzulassen.
Das Rohr 74 ist mit einem eingeschlossenen Bereich 84 des Volldruck-Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrtanks 58 verbunden, bevor es nach dem Haupttank 58 ausströmen läßt. Der umschlossene Bereich 84 hat einen der ersten Wärmeaustauscherkühler 60B, der strömungsmäßig mit dem zweiten Wärmeaustauscherkühler 62 über Rohre 64B und 66B verbunden ist. Dies vermindert thermische Stöße auf den Tank 58 und begünstigt eine schnelle Wärmeübertragung nach dem zweiten Wärmeaustauscherkühler 62.
Das Druckgefäß 12 besitzt ein zweites Gehäuse 98, welches darin in der zweiten vertikal unteren Kammer 36 angeordnet ist, welche den Reaktorkern 14 umschließt und einen Teil des ringförmigen Fallrohres 26 definiert, anstatt des Druckgefäßes 12. Das Gehäuse 98 ist vom Druckgefäß 12 im Abstand angeordnet, um eine mit Wasser angefüllte Kammer 100 zu bilden. Der Bodenteil des Gehäuses 98 besitzt eine Öffnung 102 für die Strömung von Primärkühlwasser zwischen der Kammer 100 und dem Primärwasserkühlkreis. Das Rohr 68 verbindet den Tank 58 mit der Kammer 100. Die Benutzung des zusätzlichen Gehäuses 98 vermindert thermische Stöße auf das Druckgefäß 12 im Normalbetrieb. Das Wasser aus dem Tank 58 tritt in den Primärkühlwasserkreis unter dem Reaktorkern 14 ein. Um thermische Stöße auf das Druckgefäß 12 zu vermeiden, während das Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrsystem im Betrieb befindlich ist, kann das Ende 72 des Rohres 68 in der Öffnung 102 angeordnet werden. Das Wasser in der Kammer 100 bildet eine äußere thermische Abschirmung oder eine biologische Abschirmung, wodurch die Neutronendosis am Druckgefäß 12 und dahinter vermindert wird.
Bei diesem Ausführungsbeispiel ist die Dampfsperre 78 im Rohr 74 in einem Hilfsbehälter 88 angeordnet, der mit dem Dampfraum 50 und dem Wasserraum 48 des Druckkessels 46 über Rohre 92 und 90 oder über Öffnungen verbunden ist. Der stetige Zustand und langsame Einschwingvorgänge im Hilfsbehälter 88 sind gleich jenen im Druckkessel 46. Die Sättigungsbedingungen herrschen vor, und der Wasserspiegel, der im Hilfsbehälter erzeugt wird, hat die gleiche Höhenlage wie jener im Druckkessel 46. Ein Sprühen aus dem Dampfraum 50 des Druckkessels 46 wird an einem Eintritt gehindert, oder der Eintritt wird durch Anordnung und Ausbildung der Rohre 90 und 92 gesteuert. Diese Rohre können außerdem so ausgebildet sein, daß sie eine vorübergehende Strömung zwischen dem Druckkessel 46 und dem Hilfsbehälter 88 begrenzen. So ist die Dampfsperre 78 relativ gegenüber Einschwingbedingungen im Druckkessel 46 abgeschirmt, wodurch der Tendenz entsprochen wird, die Dampfsperre 78 in den Überhitzungszustand zu pressen, wodurch die Tendenz einer schnellen, großen, positiven Volumenpumpwirkung reduziert wird, um die Dampfsperrengrenze zu brechen oder zu reduzieren, d. h. bei dieser Anordnung wird eine der Überhitzung der Dampfsperre entgegengesetzte Wirkung während Primärkühlvolumenpumpvorgängen verhindert.
Das Ausführungsbeispiel nach Fig. 6 könnte mit dem get;rennten Volldruck-Notkernkühltank 58 und einem getrennten Restwärme-Abfuhrtank 61 benutzt werden, wie dies in Fig. 2 dargestellt ist.
Fig. 7 zeigt einen Siedewasserreaktor (BWR) 10G der integralen Bauart mit indirektem Zyklus, bei dem ein integraler Druckkessel vorgesehen ist und der im wesentlichen gleich ausgebildet ist wie das Ausführungsbeispiel nach Fig. 6, weshalb gleiche Teile mit gleichen Bezugszeichen versehen sind. Dieses Ausführungsbeispiel unterscheidet sich insofern, als die Entlüftungsrohre 54 den Dampf raum 50 des Druckkessels 46 mit einem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises unter dem normalen Betriebsbereich wirksamer Wasserspiegel im Primärwasserkühlkreis verbinden.
Eine kondensierende Wärmeübertragung vom Primärkühlwasserkreis und ein Kochen der Masse im Reaktorkern werden bei der BWR-Variante ermöglicht, aber bei der PWR-Variante verhindert. Bei dem wassergekühlten Siedewasserkernreaktor mit indirektem Zyklus steht ein oberer Teil des Wärmeaustauschers 42 über einem wirksamen Wasserspiegel 104 im Primärkühlwasserkreis in einen Dampfraum 106 ein, der durch das Gehäuse 32 definiert ist, während in dem wassergekühlten PWR-Kernreaktor der Primärkühlwasserkreis unter dem Gehäuse 32 vollständig geflutet wird.
Das Rohr 74, das den Tank 58 mit einem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises verbindet, steht mit dem Primärkühlwasserkreis in Verbindung, d. h. der Stufe 24, und zwar unter den normalen Betriebsbedingungen wirksamer Wasserspiege 104 im Primärkühlwasserkreis. Das Rohr 74 kann in gleicher Weise mit dem Fallrohr 26 unter normalen Wasserpegeln in Verbindung stehen. Das Rohr 74 verläßt den Hilfsbehälter in vertikaler Stellung, um eine U-Biegung 80 zu erzeugen, die eine zusätzliche hydrostatische thermische Dichtung bildet und verhindert, daß thermische Konvektionsströme im Rohr 74 fließen. Das Rohr 74 könnte so angeordnet werden, daß es den Hilfsbehälter horizontal wie in Fig. 3 verläßt, um thermische Konvektionsströme in dem Rohr 74 zu erzeugen.
Der Hauptunterschied zwischen der PWR- und BWR-Anlage besteht darin, daß die BWR-Variante wahrscheinlicher Zweiphasenströmungen bewirkt, d. h. Wasser- und Dampfströmungen, die durch das Rohr 74 vom Primärkühlwasserkreis nach dem Tank 58 geführt sind, und es findet eine Wärmeübertragung im Tank 58 durch Kondensation statt. Das Rohr 74 und der erste Wärmeaustauscherkühler 60, 60B sind auf diese Zweiphasenströmung und die Wärmeübertragung abgestimmt.
Im Normalbetrieb des Siedewasserreaktors befindet sich das Volldruck-Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrsystem in einem metastabilen Zustand in dem Sinne, daß es genügend große Störungen nimmt, um die Dampfsperre 78 im Rohr 74 von dem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises nach dem Tank 58 auseinanderzureißen. Das System ist so ausgebildet, daß die Dampfsperre 78 automatisch auseinandergerissen wird, wenn eine Störung auftritt oder zufällige und Notsituationen auftreten, wobei die Dampfsperre jedoch nicht unterbrochen wird bei anderen Störungsbedingungen oder während normaler Übergangsbedingungen der Anlage.
Die Dampfsperre 78 wird aus der umgekehrten U-Biegung 76 des Rohres 74 herausgerissen, wenn der Wasserspiegel H4 der Dampf sperre 78 die Oberseite der invertierten U-Biegung erreicht, d. h. wenn H4 ≥ L5 ist. Dies kann durch den hohen Wasserspiegel 52 (H1) im Druckkessel 46 infolge von Faktoren geschehen, zu denen ein übermäßiges Auffüllen oder eine übermäßige Betriebstemperatur oder ein übermäßiger Druck zählen, oder es kann verursacht werden durch hohe vorübergehende Primärkühlwassertemperaturen und -drücke und wirksame Wasserspiegel 104 (H&sub0;), die von reaktiven Additionsfällen oder einer Lastabweisung resultieren, ein Blackout der Station oder andere positive Leistungsungleichgewichtszustände (d. h. wenn die Bedingungen im Primärkühlwasserkreis und im Druckkessel genügend unterschiedlich sind), oder es kann durch einen relativ hohen thermischen Gesamttreiberkopf H6 des Notkernkühl- und Restwärme-Abfuhrkreises verursacht werden, infolge der schädlichen thermischen Bedingungen im Reaktorkern 14, und der Anstieg 24 im Primärkühlwasserkreis kann durch die folgenden Maßnahmen erzeugt werden: eine Reaktorkühlpumpenaus lösung, eine Reaktorkernströmungsblockierung, eine Reaktorkernüberleistungsbedingung, ein übermäßiges Sieden im Reaktorkern und eine Leere im Steigrohr, oder es kann durch ein Leck vom Druckkessel 46 erzeugt werden.
Die Dampfsperre 78 wird aus der umgekehrten U-Biegung 76 des Rohres 74 herausgerissen, wenn der Wasserspiegel H5 in der Dampfsperre 78 weit genug fällt, um die U-Biegung 80 im Rohr 74 freizugeben, d. h. H5 ≤ L3. Dies kann durch einen niedrigen Wasserspiegel H1 im Druckkessel 46 durch die folgenden Faktoren verursacht werden: Primärkühlwasserleck oder abnormal niedrige Betriebstemperatur, oder es kann verursacht werden durch niedrige Übergangstemperaturen im Primärkühlwasser und im Wasserspiegel des Druckkessels 46 während der anfänglichen Stufen eines Sekundärdampfrohrbruchs oder anderer übermäßiger Dampfbedarfsunfälle oder Speisewasserunfälle, oder es kann verursacht werden durch einen hohen thermischen Gesamttreiberkopf H6 im Notkernkühl- und Restwärme-Abfuhrsystem infolge ungünstiger thermischer Bedingungen im Reaktorkern 14 und im Steigrohr 24 des Primärkühlwasserkreises infolge von Faktoren wie:
Reaktorkühlpumpenauslösung, Reaktorkernströmungsblockade, Reaktorkernüberleistungsbedingung oder durch übermäßiges Sieden im Reaktorkern und ein übermäßiges Vakuum im Steigrohr 24, oder es kann verursacht werden durch ein Leck im Primärkühlwasserkreis.
Die Dampfsperre 78 wird aus der umgekehrten U-Biegung 76 des Rohres 74 herausgerissen, wenn der wirksame Wasserspiegel im Primärkühlwasserkreis unter den Einlaß nach den Rohren 74 von einem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises nach dem Tank 58 fällt. Dies kann verursacht werden, wenn ein Leck sich im Primärwasserkühlkreis oder im Druckkessel entwickelt, oder es kann während der anfänglichen Stufen eines schnellen negativen Volumenpumpens bewirkt werden, was eine Folge eines sekundären Dampfrohrbruches sein kann, oder andere auf übermäßigen Dampfbedarf zurückzuführende Unfälle, oder durch Pannen bei der Speisewasserzufuhr, oder die Ursache kann in einer länger dauernden positiven Leistungsunausgeglichenheit liegen, die auftreten kann, wenn kontinuierlich eine geringe Reaktivitätsaddition stattfindet, oder nach einer Lastabnahme oder einem Blackout der Station.
Die Konstruktionsparameter, die die Spitzenbedingungen der Dampfsperre 78 bestimmen, sind ihre Höhe L5, ihre Tiefe L3, die innere Höhenlage B und die Anordnung dieser relativ zu normalen und abnormalen Wasserspiegeln im Druckkessel 46 und im Primärkühlwasserkreis. Diese Parameter werden so gewählt, daß zwischen normalen Veränderungen der Wasserspiegel H4 und H5 in der Dampfsperre 78, die die Dampfsperre 78 nicht auslösen sollten, und jenen abnormalen Veränderungen unterschieden wird, die bei einer Panne oder einem Unfall auftreten, in welchem Falle die Dampfsperre 78 ausgelöst werden sollte, um eine Wasserströmung durch das Volldruck- Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrsystem einzuleiten.
Das Verhalten der Dampfsperre 78 im Normalbetrieb der Anlage ist qualitativ ähnlich den integralen Druckwasserreaktoren gemäß Fig. 1 bis 3, jedoch wird durch das Vorhandensein von Leerräumen im Primärkühlwasserkreis und die Tatsache, daß Sättigungsbedingungen über einem wesentlichen Volumen des Primärkühlwasserkreises vorherrschen, das Verhalten des integralen Siedewasserreaktors quantitativ unterschiedlich.
Das Ausführungsbeispiel des BWR in Fig. 4 sollte mit dem getrennten Volldruck-Notkernkühltank 58 und einem getrennten Niederdruck-Restwärmeabfuhrtank 61 gemäß Fig. 2 benutzt werden.
Fig. 8 zeigt einen integralen Siedewasserreaktor 10H (IBWR) mit indirektem Zyklus, bei dem ein integraler Druckkessel vorgesehen ist, im wesentlichen gleich dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 1, wobei gleiche Teile mit gleichen Bezugszeichen versehen sind. Dieses Ausführungsbeispiel unterscheidet sich von den vorherigen dadurch, daß einige der Entlüftungsrohre 54 in den Primärkreis unter dem Pegel des Gehäuses 32 einstehen, um die Erzeugung eines Dampfraumes und eines wirksamen Wasserspiegels 104 im Primärkreis zu bewirken, damit die Kondensationswärmeübertragung im Dampfgenerator 42 und das Sieden im Reaktorkern 14 ermöglicht werden. Das verbesserte Potential für eine natürliche Umwälzung resultiert aus der Dampfströmung im Kern 14 und im Steigrohr 24, wodurch die Möglichkeit geschaffen wird, daß die Reaktorkühlpumpen wegfallen können.
Dieses Ausführungsbeispiel unterscheidet sich von jenem nach Fig. 1 außerdem darin, daß das "Druck"-Gefäß 12 zusammen mit seinem Inhalt vollständig innerhalb des kombinierten Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks 58 angeordnet ist und daß die Wand des Tanks 58 nunmehr den tatsächlichen integralen Druckbehälter bildet. Das "Druck"-Gefäß 12 bildet nunmehr eine Niederdruckdifferenzgrenze, die eine Vermischung zwischen dem Wasser im Primärkühlwasserkreis und im Druckkessel 46 mit dem Wasser im Tank 58 verhindert. Das Gefäß 12 kann thermisches Isoliermaterial in den Wänden aufweisen, so daß das Primärkühlwasser in dem Primärkühlwasserkreis und im Druckkessel unter einer wesentlich höheren Temperatur arbeitet als das Wasser im Tank 58, ohne übermäßige Wärmeverluste aus dem Primärkühlwasser nach dem Wasser im Tank 58.
Der Tank 58 enthält die ersten Wärmeaustauscherkühler 60, die im obersten Bereich des Tanks 58 angeordnet sind und den Tank 58 im Normalbetrieb der Reaktoranlage auf einer niedrigen Temperatur halten, und es wird Restwärme von der Reaktoranlage unter Notfallbedingungen abgeführt. Die Wärme wird nach den Wärmeaustauscherkühlern 60 durch natürliche Zirkulation des Wassers innerhalb des Tanks 58 durch natürliche Konvektion geführt.
Eines oder mehrere Rohre 74 verbinden wiederum einen oberen Teil des Primärkühlwasserkreises mit einem oberen Teil des Tanks 58. Das wenigstens eine Rohr 74 besitzt eine umgekehrte U-Biegung 76, die im Druckkessel 46 angeordnet ist, um eine Dampfsperre 78 zu bilden, und das Rohr 74 besitzt eine U-Biegung 80, um eine hydrostatische thermische Abdichtung zu bilden und thermische Konvektionsströme innerhalb des Rohres 74 außerhalb des Gefäßes 12 zu verhindern.
Es ist ein Rohr oder es sind mehrere Rohre 108 vorgesehen, die einen unteren Teil des Primärkühlwasserkreises mit einem unteren Abschnitt des Tanks 58 unter dem Kern 14 verbinden. Die Rohre 108 weisen ein Paar oder mehrere Paare von invertierten U-Biegungen 110 innerhalb des heißen Primärkreises und normale U-Biegungen 112 innerhalb des Kühltanks 58 in Strömungsrichtung hintereinander auf, die vermittels der resultierenden Temperaturschichtung des Kühlmittels in den invertierten U-Biegungen und den normalen U-Biegungen hydrostatische thermische Dichtungen bilden, um ein unerwünschtes Eindringen von Wasser aus dem Tank 58 in den Primärkühlwasserkreis während des normalen stetigen Betriebs oder in Übergangszuständen zu begrenzen oder zu verhindern.
Das Wasser innerhalb des Tanks 58 außerhalb des Gefäßes 12 steht auf einer wesentlich niedrigeren Temperatur als das Wasser innerhalb des Druckgefäßes 12 im Normalbetrieb des integrierten Siedewasserreaktors mit indirektem Zyklus, und es bildet sich ein thermischer Gesamttreiberkopf um den Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrkreis, der vom Reaktorkern 14, dem Steigrohr 24, dem Rohr 74 vom Primärkühlwasserkreis nach dem Tank 58, dem Tank 58 und den Rohren 108 nach dem Boden des Primärkühlwasserkreises gebildet ist. Dieser thermische Gesamttreiberkopf wird daran gehindert, eine Strömung um den Hilfskernkühl- und Nachwärmeabfuhrkreis einzuleiten, und zwar geschieht dies durch die Dampfsperre 78 in der umgekehrten U-Biegung 76 im Rohr 74.
Die Paare invertierter U-Biegungen 110 und U-Biegungen 112 verhindern die Strömung von Kaltwasser von den Tanks 58 in den Primärkühlwasserkreis im Normalbetrieb. Die invertierten U-Biegungen 110 und die U-Biegungen 112 haben eine gleiche Länge innerhalb bzw. außerhalb des Druckgefäßes 12, und die umgekehrten U-Biegungen 110 enthalten Wasser mit einer Temperatur des Primärwasserkühlkreises, während die U-Biegungen 112 Wasser mit einer wesentlich niedrigeren Temperatur enthalten, nämlich mit der Temperatur des Wassers im Tank 58. Die sich hieraus ergebende Temperatur/Dichte- Schichtung des Kühlmittels in den umgekehrten U-Biegungen 110 und den U-Biegungen 112 erzeugt eine hydrostatische thermische Dichtung, um ein unerwünschtes Eindringen von Wasser aus dem Tank 58 in den Primärkreis im Normalbetrieb zu verhindern.
Diese Anordnung arbeitet im wesentlichen in der gleichen Weise wie bei dem Ausführungsbeispiel gemäß den Fig. 1 bis 7.
Der integrale Druckbehälter, der durch den Tank 58 definiert ist, kann bei diesem Ausführungsbeispiel ein Druckbehälter aus einer austenitischen Legierung sein, oder ein Druckbehälter aus vorgespanntem Beton.
Der integrale Druckwasserreaktor (PWR) gemäß Fig. 1 bis 6 und der integrale Siedewasserreaktor (BWR) gemäß Fig. 4 oder 7 könnten in gleicher Weise mit dem Volldruck-Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrtank in der Weise wie in Fig. 8 dargestellt ausgerüstet werden.
Fig. 9 zeigt einen dispergierten oder einen gekühlten Druckwasserkernreaktor (PWR) 101 der Schleifenbauart mit einem einzigen dispergierten Wärmeaustauscher und einem getrennten Druckerzeuger.
Der dispergierte PWR-Kernreaktor 101 weist einen Druckbehälter 212 auf, in dem ein Reaktorkern 214 untergebracht ist. Der Reaktorkern 214 umfaßt ein System von Neutronen absorbierenden beweglichen Steuerstäben, die mit einem nicht dargestellten Antriebsmechanismus verbunden sind. Ein Primärkühlwasserkreis dient der Kühlung des Reaktorkerns 214. Der Primärkühlwasserkreis umfaßt eine Steigkammer oder eine Reaktorkernaustrittskammer 216, ein erstes Rohr 218, welches relativ heißes Wasser nach einem Einlaßkopf 220 im Wärmeaustauscher 222 liefert, d. h. einem Dampfgenerator. Der Einlaßkopf 220 fördert das heiße Wasser über eine Gruppe von Dampfgeneratorrohren 224 nach einem Auslaßkopf 226. Das relativ kühle Wasser wird über ein zweites Rohr 228 einer Fallkammer 230 zugeführt, die das nunmehr kalte Wasser über eine Reaktorkerneinlaßkammer 232 nach dem Reaktorkern 214 zurückführt. Eine Reaktorkühlpumpe 234 treibt das Wasser durch den Primärkühlwasserkreis, und die Pumpe 234 wird durch einen Motor 236 angetrieben.
Der Wärmeaustauscher 222 ist bei diesem Ausführungsbeispiel außerhalb des Druckbehälters 212 angeordnet, das den Reaktorkern 214 enthält, und nur ein Teil des Primärkühlwasserkreises befindet sich innerhalb des Druckbehälters 212.
Obgleich nur ein Wärmeaustauscher 222 in Fig. 9 dargestellt ist, können zwei, drei oder vier Wärmeaustauscher zusammen mit den jeweiligen Rohren 218 und 228 vorgesehen werden.
Es ist ein getrennter Druckkessel 238 vorgesehen, um das Primärkühlwasser im Primärkühlwasserkreis auf einem hohen Druck zu halten, so daß die hohen Primärkühlwassertemperaturen erlangt werden können, ohne daß ein Sieden im Primärkreis auftritt. Der Druckkessel 238 umfaßt ein getrenntes Druckgefäß 240, welches einen Dampfraum 242 und einen Wasserraum 244 enthält, die durch einen Wasserspiegel 246 getrennt sind.
Eine Absaugpumpe 248 verbindet den Wasserraum 244 des Druckerzeugers 238 mit dem oder den ersten Rohren 218 des Primärkühlwasserkreises. Der Druckkessel 238 wirkt als Absaugtank für den Primärkühlwasserkreis, und er nimmt überschüssiges Kühlwasser aus dem Primärkühlwasserkreis auf oder speist in diesen Kühlwasser ein, wenn sich das Kühlwasser darinnen expandiert oder zusammenzieht, wenn die Durchschnittstemperatur infolge eines vorübergehenden Ungleichgewichts zwischen der Leistung, die vom Reaktorkern 214 erzeugt wird, und der Leistung, die vom Wärmeaustauscher 222 abgenommen wird, ansteigt oder abfällt.
Es ist ein oder es sind mehrere Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks 250 vertikal über dem Druckbehälter 212 vorgesehen, der den Reaktorkern 214 und einen Teil des Primärkühlwasserkreises enthält. Der Dank 250 ist mit einer Reservezuführung von Primärkühlwasser versehen, welches boriert sein kann.
Die Nachwärmeabfuhrkreise, die die ersten Wärmeaustauscherkühler 252A und 252B umfassen, befinden sich innerhalb des Tanks 250, und ein zweiter Wärmeaustauscherkühler 258 befindet sich außerhalb des Tanks 250. Rohre 254 und 256 verbinden strömungsmäßig den ersten und zweiten Wärmeaustauscherkühler 252A, 252B und 258 zum Zwecke des Transports von Wärme durch natürliche Konvektion eines Kühlmittels von den ersten Wärmeaustauschern 252A, 252B nach dem zweiten Wärmeaustauscher 258.
Ein Rohr 260 verbindet einen unteren Teil des Tanks 250 mit einem unteren Teil des Primärkühlwasserkreises, d. h. mit der Einlaßkammer 232 des Reaktorkerns innerhalb des Druckbehälters 212. Das Rohr 260 weist eine U-Biegung 262 an einer geeignet tief liegenden Stelle außerhalb des Druckbehälters 212 auf, um eine hydrostatische thermische Dichtung zu schaffen, die thermische Konvektionsströme vom Primärkühlwasserkreis nach dem Hauptabschnitt des Rohres 260 und dem Tank 250 verhindert.
Ein Rohr 278 verbindet einen oberen Teil des Primärkühlwasserkreises, d. h. die Austrittskammer 216 des Reaktorkerns innerhalb des Druckbehälters 212 mit einem oberen Teil des Tanks 250.
Der Druckkessel 238 weist außerdem ein Hilfsgefäß 266 auf, das mit dem Druckkessel 238 über Rohre 268 und 270 verbunden ist. Das Rohr 268 verbindet den Dampfraum 242 im Druckkessel 238 mit einem Dampfraum 272, der in dem Hilfsgefäß 266 ausgebildet ist, und das Rohr 270 verbindet den Wasserraum 244 im Druckkessel 238 mit einem Wasserraum 274 im Hilfsgefäß 266.
Das Rohr 278 tritt durch das Hilfsgefäß 266 des Druckkessels 238 hindurch, und dieses Rohr 278 weist eine erste umgekehrte U-Biegung 280 auf, die durch den Wasserraum 274 und den Dampfraum 272 des Hilfsgefäßes 266 hindurchläuft, um eine Dampfsperre 282 innerhalb der umgekehrten U-Biegung 280 zu bilden.
Das Rohr 278 weist ebenfalls eine U-Biegung 284 und eine zweite umgekehrte U-Biegung 286 in einer geeigneten Höhe außerhalb des Druckgefäßes 12 auf, bevor es in den Tank 250 eintritt. Die zweite umgekehrte U-Biegung 286 bildet eine hydrostatische thermische Dichtung, um zu verhindern, daß Wirbelströme von warmem Wasser, die in dem Rohr 278 bei Normalbetrieb des Reaktors zirkulieren, in den Tank 58 eintreten.
Der Druckkessel 238 kann elektrische Tauchheizgeräte im Wasserraum 244 aufweisen, um das Wasser und den Dampf im Druckkessel 238 im wesentlichen auf einer Sättigungsbedingung zu halten, entsprechend dem Arbeitsdruck der Druckwasserreaktoranlage. Der Wasserraum 274 des Hilfsgefäßes 266 kann elektrische Tauchheizgeräte aufweisen, um Sättigungsbedingungen zu erzeugen, die eine Dampf/Wasser- Zwischenfläche bilden, oder um jene, die vom Druckkessel 238 erzeugt wurde, zu vergrößern.
Die beiden Abschnitte des Rohres 278, d. h. der Abschnitt 278A zwischen dem Primärkühlwasserkreis und der umgekehrten U-Biegung 280 und der Abschnitt 278B zwischen der umgekehrten U-Biegung 280 und dem Tank 250, können auf unterschiedlichen Temperaturen stehen.
Ein Rohr 288 mit einer kleinen Bohrung verbindet den Dampfraum 242 des Druckerzeugers 238 mit dem oder den zweiten Rohren 228 des Primärkühlwasserkreises, und dies ermöglicht eine die Supererhitzung vermeidende Einspritzung von Primärkühlwasser in den Dampfraum 242 des Druckkessels 238, angetrieben durch die Kopfverluste über dem Kern 214. Das Einspritzen von Primärkühlwasser wird durch Ventile 289 im Rohr 288 gesteuert.
Diese Anordnung arbeitet im wesentlichen gleich wie das Ausführungsbeispiel nach Fig. 1, und es herrschen gleiche Bedingungen in bezug auf den Ausgleich der Kopfverluste durch den Kern durch erhöhte Köpfe im Steigrohr 278 und im Fallrohr 260 des Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystems, so daß der Gesamttreiberkopf H6 die Differenz in der Dichte zwischen dem Fallrohr und dem Steigrohr des Primärkreises mißt. In der Praxis erfordert dies einen Kern mit einem relativ geringen Kopfverlust für eine Type PWR, oder sonst eine sehr hohe Lage Z&sub0; in Fig. 6.
Fig. 10 zeigt ein zweites Ausführungsbeispiel eines gekühlten Druckwasserreaktors (PWR) 10J der Dispersionsbauart bzw. der Schleifenbauart mit einem einzelnen dispergierenden Wärmeaustauscher und einem getrennten Druckkessel, und dieses Ausführungsbeispiel entspricht im wesentlichen dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 6. Dieses Ausführungsbeispiel hat jedoch einen getrennten Volldruck- Notkernkühltank 250 und einen getrennten Volldruck- Nachwärmeabfuhrtank 261. Das Rohr 278 führt zu einem Wärmeaustauscher 267, der in Reihe mit dem Volldruck-Notkernkühltank 250 liegt und innerhalb des Tanks 261 angeordnet ist. Der Wärmeaustauscher besitzt eine Gruppe von Kühlrohren 267, die zwischen einem Einlaßkopf 263 und einem Auslaßkopf 265 verlaufen.
Wie bei dem integralen wassergekühlten Reaktor gemäß Fig. 1 und 2 kann die Dampfsperre innerhalb des Druckkessels eines Druckwasserreaktors der Dispersionsbauart bzw. der Schleifenbauart angeordnet sein. Zwei solche Anordnungen sind in den Fig. 10B und 10C beschrieben. Bei diesen Anordnungen hat das Saugrohr 248 auch noch die Funktion des Abschnitts 278A des Rohres 278 gemäß Fig. 9 und 10. Das Rohr 248 kann mit der Kernaustrittskammer direkt, wie bei dem Rohr 278A, oder indirekt, wie bei dem Rohr 248 gemäß Fig. 9 und 10, verbunden sein. In Fig. 10C definiert der Druckkessel 238 einen Teil der umgekehrten U-Biegung, und der Dampfraum 242 bildet die Dampfsperre 78.
Die Wasserpegel, die in den Fig. 10B und 10C angedeutet sind, veranschaulichen den Fall, wo eine genügende Höhe Z&sub0; verfügbar ist, um einen thermischen Treiberkopf in dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrkreis zu schaffen, der größer ist als der Kopfverlust durch den Reaktorkern im Normalbetrieb. Fig. 10D veranschaulicht die Wasserpegel, wenn der Kopfverlust im Reaktorkern größer ist als der thermische Kopf um diesen Kreis herum.
Wenn der Kopfverlust im Reaktorkern größer ist als der thermische Treiberkopf um den Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrkreis unter Normalbedingungen, kann die Dampfsperre nicht den vollen Bereich von Auslösefunktionen gewährleisten, die oben für den integralen wassergekühlten Reaktor beschrieben wurden. Insbesondere können die Fähigkeit, abnormale Druckwasserpegel festzustellen, und die Fähigkeit, eine natürliche Zirkulationsströmung in der zutref fenden Richtung durch den Nachwärmeabfuhrkreis zu erzeugen, beeinträchtigt werden. Es sind jedoch gewisse Sicherheitsfunktionen möglich. So könnte beispielsweise ein Unfall mit Kühlverlust festgestellt werden.
Die Fig. IOE und 10F veranschaulichen eine Dampfsperrenanordnung 78, um ein Notkernkühlsystem zu schaffen, welches wirksam wird, wenn die Höhe Z&sub0; nicht ausreicht, um einen thermischen Gesamthöhenkopf im äußeren Steigrohr und Fallrohr des Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystems zu schaffen, größer als die Kopfverluste durch den Kern im Normalbetrieb. Die Höhe der Oberseite des Notkernkühltanks 280 liegt über dem Boden des Druckkessels, aber unter dem normalen Bereich von Wasserpegeln im Druckkessel. Ein Entlüftungsrohr verbindet die Oberseite des Notkernkühltanks mit dem Dampfraum des Druckkessels. Ein Wasserpegel bildet sich in dem Abschnitt des Entlüftungsrohres über dem Notkernkühltank. Dieser Wasserpegel übersteigt den Wasserpegel im Druckkessel um einen Betrag, der gleich ist dem Überschuß des Reaktorkernkopfverlustes gegenüber dem natürlichen Zirkulationskopf um den geschlossenen Kreis, der den Reaktorkern, den heißen schenkel, die Saugleitung, den Druckkessel, die Entlüftung, den Notkernkühltank und sein Speiserohr nach der Kerneinlaßkammer im Reaktordruckgefäß umfaßt.
Wenn ein Leck im Primärkreis auftritt, dann fallen die Wasserpegel im Druckkessel und im Entlüftungsrohr, und der letztere Pegel tritt schließlich in den Notkernkühltank ein. Das Entlüftungsrohr schafft die Möglichkeit, daß das Wasser im Notkühltank in die Kerneinlaßkammer des Reaktordruckgefäßes strömt, um den Kern mit Wasser bedeckt zu halten. Falls sich Dampf im Reaktorkern und im Reaktordruckbehälter bildet, wenn der Druck abfällt, dann wird dieser Dampf in den Druckkessel über die Absaugleitung entlüftet, welche die Reaktorkernaustrittskammer im Reaktordruckbehälter entweder direkt oder über die heiße Rohrleitung verbindet.
Fig. 11 zeigt den integralen Druckwasserreaktor mit integralem Druckkessel und einem kombinierten Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß Fig. 6 zusammen mit einem zusätzlichen Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.
Der integrale Druckwasserreaktor 10F, der integrale Druckkessel 46 und der Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 sind zusammen mit den Verbindungsleitungen vollständig innerhalb eines Umfassungsgebäudes 122 untergebracht, das auf einem geeigneten Fundament 120 aufgebaut ist. Der integrale Druckwasserreaktor 10F befindet sich in einem vertikal unteren Bereich des Umfassungsgebäudes 122, und er ist von einer Wand 124 umschlossen, die sich vertikal nach oben so weit erstreckt wie die Oberseite des integralen Druckwasserreaktors und integrierten Druckkessels. Eine Kammer 128 ist zwischen der Wand 124 und dem Umfassungsgebäude 122 angeordnet, und die Kammer ist mit Wasser gefüllt, um ein Becken zu bilden, das benutzt werden kann, um verbrauchten Reaktorkernbrennstoff zu stapeln. Eine Kammer 130, die durch die Wand 124 gebildet wird und innerhalb der der integrale Druckwasserreaktor angeordnet ist, ist normalerweise trocken, aber sie enthält Primärkühlwasser, falls ein Leck von Primärkühlwasser vom Druckwasserreaktor vorhanden ist, so daß das Druckgefäß 12 in dem Primärkühlwasser untergetaucht gehalten wird.
Ein zweites ringförmiges Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem umfaßt einen Tank 134, der in dem Umfassungsgebäude an relativ hoher Stelle derart angeordnet ist, daß wenigstens ein Teil des Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks vertikal über dem Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 liegt. Ein Rohr 136 verbindet den unteren Bereich des zweiten Tanks 134 mit dem Tank 58, und das Rohr 136 ist mit einem Rückschlagventil 138 und einem normalerweise geschlossenen Ventil 140 versehen. Das Rohr 136 schafft die Möglichkeit, daß das Wasser in dem zweiten Tank 134 unter Schwerkraft in den Tank 58 abgezogen wird und danach in das Druckgefäß 12 gelangt, nachdem ein Verlust im Primärkühlwasserkreisdruck aufgetreten ist.
Statt dessen kann das Rohr 136 mit den Ventilen 138 und 140 direkt mit dem Reaktordruckbehälter 12 statt mit dem Tank 58 verbunden werden.
Ein Rohr 142 verbindet den Dampfraum 50 des Druckkessels 46 mit dem zweiten Tank 134, und das Rohr 142 besitzt ein Ventil 144, das normalerweise geschlossen ist. Das Rohr 142 ermöglicht eine gesteuerte Druckverminderung des Druckkessels 46 durch Aus lassen von Dampf aus dem Dampfraum 50 des Druckkessels 46 in das Wasser im Tank 134. Das Rohr 142 kann ein dem Absaugen entgegenwirkendes Merkmal aufweisen, um einen Rückfluß des Kühlmittels aus dem Tank 134 nach dem Druckkessel nach dessen Druckverminderung zu verhindern.
Ein zweiter Nachwärmeabfuhrkreis umfaßt dritte Wärmeaustauscherkühler 146 innerhalb des Tanks 134 und einen vierten Wärmeaustauscherkühler 148, der außerhalb des Umschließungsgebäudes 122 und über diesem angeordnet ist. Die Rohre 150 und 152 verbinden strömungsmäßig den dritten Wärmeaustauscherkühler 146 mit dem vierten Wärmeaustauscherkühler 148 zum Transport von Wärme durch natürliche Konvektion der Kühlflüssigkeit von dem dritten Wärmeaustauscher 146 nach dem vierten Wärmeaustauscher 148.
Der zweite Wärmeaustauscherkühler 62 steht in Wärmeaustausch mit einem Zwischenwärmeaustauscher 154, und Rohre 156 und 158 verbinden strömungsmäßig den Zwischenwärmeaustauscher 154 und den vierten Wärmeaustauscherkühler 148 des zweiten Nachwärmeabfuhrkreises zum Transport von Wärme durch natürliche Konvektion der Kühlflüssigkeit von dem Zwischenwärmeaustauscher 154 nach dem vierten Wärmeaustauscher 148.
Ein umschlossener Kühlkreis weist einen fünften Wärmeaustauscherkühler 160 auf, der im wesentlichen in den obersten Bereichen des Umschließungsgebäudes angeordnet ist, und Rohre 162 und 164 verbinden strömungsmäßig den Wärmeaustauscherkühler 160 und den zweiten Wärmeaustauscherkühler 148 des zweiten Nachwärmeabfuhrkreises zum Transport von Wärme durch natürliche Konvektion einer Kühlflüssigkeit vom Wärmeaustauscherkühler 160 nach dem zweiten Wärmeaustauscherkühler 148. Der Wärmeaustauscherkühler 160 steuert die Temperatur und den Druck innerhalb des Umfassungsgebäudes während normaler Bedingungen und in Störungsfällen.
Ein großes ringförmiges Sammelgefäß 166 ist innerhalb des Umfassungsgebäudes 122 vertikal unter dem Wärmeaustauscherkühler 160, jedoch vertikal über dem Tank 134 angeordnet. Das Sammelgefäß 166 dient zum Auffangen von wenigstens einem Teil des Kondensats oder des Dampfes innerhalb des Umfassungsgebäudes, die vom Wärmeaustauscherkühler 160 kondensiert wurden. Der Bodenbereich des Sammelgefäßes 166 ist mit dem Tank 134 über ein Rohr oder über mehrere Rohre 168 verbunden, die kondensierten Dampf unter Schwerkraftwirkung nach dem Tank 134 leiten.
Es ist eine Pumpe 170 vorgesehen, um abgespaltenes Primärkühlwasser aus der Kammer 130 in den Tank 134 über ein Rohr 172 zurückzuführen. Das Rohr 172 ist mit einem Rückschlagventil 174 versehen. Die Pumpe 170 befindet sich in einer solchen Höhenlage, daß eine zu weit gehende Absenkung des Wasserspiegels des abgespaltenen Primärkühlwassers verhindert wird.
Wenn im Betrieb eine Störung auftritt, dann wird die Dampfsperre 78 versetzt, so daß boriertes Wasser in den Reaktorkern 14 eintreten kann, um diesen abzuschalten und um eine Kühlströmung von Primärkühlwasser durch den Tank 58 zu erzeugen. Schließlich fällt die Nachwärme des Reaktorkerns 14 auf einen niedrigen Wert, und die Temperatur fällt ebenfalls, so daß eine manuell oder automatisch gesteuerte Druckverminderung des Primärkühlwasserkreises und des Volldruck-Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrsystems möglich wird. Die gesteuerte Druckverminderung wird durch Öffnen der Ventile 144 und 140 erreicht. Der Tank 134 arbeitet als Kopftank, um Wasser dem Primärkühlwasserkreis und dem Druckkessel 46 im Druckgefäß 12 und dem Tank 58 zuzuführen, wobei der Dampfraum des Druckkessels 46 mit Wasser geflutet werden kann.
Beim Auftreten eines Lecks im Primärkühlwasserkreis kann eine gesteuerte Druckherabsetzung des Primärkühlwasserkreises und des Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystems relativ schnell eingeleitet werden, um das Austreten des Primärkühlwassers schnell zu reduzieren. Das abgespaltene Primärkühlwasser sammelt sich in der Kammer 130 und steigt bis zu einem Pegel an, bei dem die Pumpe 170 in Gang gesetzt wird. Die Pumpe 170 führt dann das abgespaltene Primärkühlwasser in den Tank 134 zurück, um einen Ausgleich für das Wasser zu schaffen, welches aus dem Tank 134 in den Tank 58 und/oder den Primärkühlwasserkreis und den Druckkessel 46 im Druckgefäß 12 abgezogen wurde. Wenn die Pumpe 170 bei dem richtigen Primärkühlwasserpegel in der Kammer 130 nicht aufhört zu pumpen, dann verliert die Pumpe schließlich ihren Antrieb, wodurch verhindert wird, daß die Kammer 130 von abgespaltenem Primärkühlwasser geleert wird.
Das abgespaltene Primärkühlwasser vom Primärkühlwasserleckkreis wird anfänglich durch Gravitationsabzug von Primärkühlwasser aus dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 ersetzt. Dieses Primärkühlwasser ist augenblicklich und kontinuierlich so lange verfügbar, wie dies andauert. Bei einem sehr großen Leck, beispielsweise bei einer Störung des Druckgefäßes 12, wird das Primärkühlwasser im Tank 58 allerdings sehr bald benutzt. Der Tank 58 kann so bemessen werden, daß eine genügende Menge von Primärkühlwasser zur Verfügung steht, so daß eine kontinuierliche Zufuhr von Primärkühlwasser für das denkbar größte Leck des Primärkühlwasserkreises ermöglicht wird, bis eine gesteuerte Druckverminderung erreicht ist und Reservewasser aus dem Tank 134 verfügbar wird, um den Tank 58 wieder aufzufüllen, oder es wird genügend Primärkühlwasser geliefert, um die Kammer 130 ohne Unterstützung vom Tank 134 zu fluten.
Beim Auftreten eines relativ großen Lecks oder wenn die Pumpe 170 nicht in der Lage ist, irgendeine Größe eines Lecks auszugleichen, wird die Kühlung des Reaktorkerns 14 durch das Wasser aufrechterhalten, welches in der Kammer 130 siedet. Der bei diesem Siedevorgang erzeugte Dampf wird durch den Wärmeaustauscherkühler 160 in dem umschlossenen Kühlkreis kondensiert, und das Kondensat fällt in das Sammelgefäß 166, um nach dem Tank 134 und dann nach dem Tank 58 und dem Primärkühlwasserkreis zurückgeführt zu werden, um den Reaktorkern 14 zu kühlen.
Der Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 58 bildet zusammen mit den Rohren 68 und 74, die eine Verbindung mit dem Kühlwasserkreis herstellen, die erste absolute Sicherheitsstrecke. Der Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 134, die Rohre 136 und 140, die den Tank 58 mit dem Druckkessel 46 verbinden, bilden zusammen mit der Pumpe 170 und dem Rohr 172 die zweite absolute Sicherheitsstrecke, die teilweise passiv und teilweise aktiv ausgebildet ist. Die Verdampfung von abgespaltenem Primärkühlwasser in der Kammer 130, die Kondensation des Dampfes am Wärmeaustauscherkühler 160 des umschlossenen Kühlkreises und die Sammlung von Kondensat durch das Sammelgefäß 166 und die Rückführung nach dem Tank 134 bilden die dritte absolute Sicherheitsstrecke, welche vollständig passiv ausgebildet ist.
Der getrennte Volldruck-Notkernkühltank und der getrennte Volldruck-Nachwärmeabfuhrtank gemäß Fig. 2 können in gleicher Weise bei dieser Anordnung Verwendung finden. In diesem Fall würde der Volldruck-Nachwärmeabfuhrtank den Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank bilden.
Fig. 12 zeigt den integralen Siedewasserreaktor mit indirektem Zyklus, mit einem integralen Druckkessel gemäß Fig. 8 und einem getrennten Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß Fig. 5, zusammen mit einem zusätzlichen Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem innerhalb des umschlossenen Systems.
Der Primärkühlwasserkreis und die Anordnung des Druckkessels sind im wesentlichen die gleichen wie bei dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 8. Gleiche Teile sind deshalb mit gleichen Bezugszeichen versehen. Ein Unterschied besteht jedoch insofern, als das Reaktordruckgefäß 12 in einer Trockenkammer 130 angeordnet ist, welche von einer zylindrischen Wand 124 gebildet ist, die einen Bodenteil 123 und einen Deckel 125 aufweist. Der Niederdruck-Notkühl- und Nachwärmeabfuhrtank 134 umgibt die Trockenkammer 130 vollständig, die das Reaktordruckgefäß 12 enthält. Der Kühltank 134 besitzt einen Bereich 134A unter der Kammer 130 und einen Bereich 134B über der Kammer 130 und außerdem Bereiche radial außerhalb der Wand 122 des Umfassungsgebäudes.
Der getrennte Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher 67 und die getrennten Volldruck-Notkühltanks 58 sind innerhalb des Niederdruck-Nachwärmeabfuhr- und Notkühltanks 134 angeordnet. Sie stehen mit dem Primärkreis über die Rohre 74 in Verbindung, die die Dampfsperre 78 enthalten, die im Normalbetrieb der Reaktoranlage durch den Druckkessel aufrechterhalten bleibt, und über die Notkühlströmungsrohre 108, die hydrostatische thermische Dichtungen enthalten, die im Normalbetrieb durch die Temperaturschichtzonen 110 innerhalb des Primärsystems aufrechterhalten werden, und durch die Zonen 112 innerhalb des Niederdruck-Notkühltanks 134A, ähnlich wie bei der Anordnung nach Fig. 8.
Der Deckel 125 über dem Reaktordruckgefäß 15 ist dichtend befestigt, um zu verhindern, daß Wasser im Bereich 134B des Niederdruck-Notkühltanks 134 in den Trockenraum 130 im Normalbetrieb der Reaktoranlage eintritt. Der Trockenraum 130 ist nach dem Notkühltank 134 entlüftet, der auch als Unterdrückungsbecken im Falle eines Verlustes von Primärkühlwasser im Falle einer Störung über die große Entlüf tung 127 wirkt. Diese Entlüftung 127 öffnet sich genügend weit über dem Wasserspiegel 137 im Niederdruck- Notkühltank mit dem Unterdrückungsbecken 134, um die Gefahr zu beseitigen, Wasser in die Trockenkammer 130 anzusaugen. Die Entlüftung 127 kann eine Vorrichtung enthalten (nicht dargestellt), die das Ansaugen verhindert. Die Entlüftung 127 kann außerdem ein nicht dargestelltes Ersatzrohr an ihrem äußeren Ende innerhalb des Unterdrückungsrohres aufweisen.
Der Deckel 125 der zylindrischen Wand 124 der Trockenkammer kann zum Zwecke der Wiederauffüllung mit Brennelementen oder zu Wartungszwecken der Reaktoranlage entfernt werden. In diesem Fall muß der Wasserspiegel 137 des Niederdruck- Notkühlmittels unter die Oberseite der zylindrischen Wand 124 abgesenkt werden.
Die Trockenkammer 130 und der Raum 135 über dem Unterdrückungsbecken 134 kann mit einem inerten Gas, beispielsweise Stickstoff, gefüllt oder evakuiert werden.
Wenigstens ein Rohr 142 verbindet den Dampfraum 50 des Druckkessels 46 mit dem Niederdruck-Notkühltank/Unterdrückungsbecken 134, und das Rohr 142 besitzt ein normalerweise geschlossenes Ventil 144. Das Rohr 142 ermöglicht eine gesteuerte Depression des Reaktorprimär-Systems durch Ablassen von Dampf aus dem Dampfraum 50 des Druckkessels 46 in das Unterdrückungsbecken 134. Das Rohr 142 kann zur Verhinderung eines Rückflusses von Kühlmittel nach der Depression eine das Absaugen verhindernde Vorrichtung aufweisen.
Ein Rohr oder mehrere Rohre 136 verbinden den unteren Bereich 134A des Unterdrückungsbeckens mit dem Niederdruck- Notkühltank 134 mit den Rohren 68 von dem Volldruck- Nachwärmeabfuhr/Notkühlsystem nach den Notkühleinlaßrohren 108 unter dem Reaktorkern. Die Rohre 136 enthalten ein Rückschlagventil 138, das die Strömung von Wasser von dem Primärkreis nach dem Tank 134 verhindert, und es ist außerdem ein Ventil 140 vorgesehen, das normalerweise geschlossen ist. Das Ventil 140 wird nach einer Depression der Reaktoranlage geöffnet, entweder gesteuert oder zufällig, wie bei einem schwerwiegenden Verlust von Kühlmittel aus dem Primärkühlwasserkreis.
Ein zweiter Niederdruck-Nachwärmeabfuhrkreis umfaßt dritte Wärmeaustauscherkühler 146, die innerhalb des Tanks 134 angeordnet sind, und einen vierten Wärmeaustauscherkühler 148, der außerhalb und über dem Umfassungsgebäude 122 angeordnet ist. Ein fünfter Wärmeaustauscher 160, der hoch im Umfassungsgebäude angeordnet ist, hat eine doppelte Aufgabe, indem er als Zwischenwärmeerhitzer für das Nachwärmeabfuhrsystem 146 im Tank 134 und als Umfassungskühler dient. Die Rohre 162 und 164 verbinden strömungsmäßig die Wärmeaustauscher 148 und 160, um Wärme vom Kühler 160 nach dem Kühler 148 durch natürliche Konvektion eines Arbeitsmittels zu transportieren. Die Rohre 150 und 152 verbinden die Kühler 146 und 160 strömungsmäßig miteinander, um Wärme vom Kühler 146 nach dem Zwischenwärmeaustauscher 160 durch natürliche Konvektion eines Arbeitsmittels zu überführen.
Im Falle einer abnormalen Betriebsbedingung, die während des Betriebs des Reaktors auftritt, werden die Dampfsperren 78 versetzt, so daß boriertes Wasser in die Volldruck- Notkühltanks 58 gelangen kann, um in den Reaktorkern 14 einzudringen und diesen abzuschalten, und um eine Primärkühlmittelströmung vom Reaktorkern durch die Volldruck-Nachwärmeabfuhrkühler 67 im Tank 134 zu erzeugen. So wird die Restwärme im Kern in den Wassertank 134 verteilt und schließlich in die Atmosphäre über die Kühler 146, 160 und 148 abgegeben. Falls erforderlich, kann das Ventil 144 geöffnet werden, um eine gesteuerte Depression des Primärkühlwasserkreises zu bewirken. Falls erforderlich, können auch die Ventile 136 geöffnet werden, damit der Primärkühlwasserbestand aufgefüllt wird, wenn die Anlage sich abkühlt.
Im Falle eines großen Kühlmittelverlustes (LOCA) infolge einer Störung des Reaktordruckgefäßes 12 wird Dampf und darin vorhandenes Wasser, welches in die Trockenkammer 130 freigegeben wird, nach dem Unterdrückungsbecken 134 über die Entlüftung 127 abgegeben. Wenn der LOCA-Störungsfall eine Folge eines Fehlers von Hochdruckkomponenten des Volldruck- Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystems ist, dann wird der Kühlleckstrom direkt in das Unterdrückungsbecken 134 eingeleitet. Die Ventile 144 und 140 können automatisch geöffnet werden, und zwar aktiviert durch ein Signal, welches einen Niederdruck im Primärkühlwasserkreis anzeigt, um eine gesteuerte Depression der Anlage und einen Notkühlstrom von dem Niederdruck-Notkühltank mit dem Unterdrückungsbecken 134 über die Rohre 136 und 108 zu bewirken. Falls das Reaktordruckgefäß 12 bricht, dann füllt sich die Trockenkammer 130 mit Wasser aus dem Tank 134. Die darauf folgende Abfuhr von Nachwärme aus dem Reaktorkern 14 kann infolge des Siedens des Wassers durch die Entlüftung 127 und/oder durch das Rohr 142 über das offene Ventil 144 bewirkt werden, wobei eine Wiederauffüllung über die Rohre 108 und 136, über die offenen Ventile 140 und infolge einer natürlichen Zirkulation durch den Volldruck- Nachwärmeabfuhrkühler 67 erfolgen kann.
Die Wärme, die sich im Unterdrückungsbecken 134 angesammelt hat, wird schließlich durch die Kühler 148 aus dem Umfassungsgebäude 122 in die Atmosphäre abgegeben. Der Wärmetransportpfad kann über Kühler 146 und 160 oder durch Verdampfen von Wasser in dem Unterdrückungsbecken und durch nachfolgende Kondensation hiervon in dem Innenkühler 160 erreicht werden.
Fig. 13 zeigt einen Druckwasserreaktor der Dispersions- oder Schleifenbauart mit einem einzigen dispergierten Wärmeaustauscher und einem getrennten Druckkessel und getrenntem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem gemäß Fig. 10, zusammen mit einem zusätzlichen Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.
Die Anordnung ist im wesentlichen die gleiche wie bei Fig. 11, und deshalb sind gleiche Teile mit gleichen Bezugszeichen versehen. Dieses Ausführungsbeispiel veranschaulicht eine Alternative zu Fig. 11, wo der Volldruck-Notkernkühltank vom Volldruck-Nachwärmeabfuhrtank entfernt ist. Der Volldruck-Nachwärmeabfuhrkühler liegt in dem Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank. Die Anordnung arbeitet im wesentlichen in der gleichen Weise wie bei dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 11.
Obgleich die Figuren und die Beschreibung ein erstes Rohr zeigen, welches einen oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises mit einem oberen Abschnitt eines passiven Volldruck-Notkernkühltanks verbindet, und ein zweites Rohr vorgesehen ist, welches einen unteren Abschnitt des Primärkühlwasserkreises mit einem unteren Abschnitt des passiven Volldruck-Notkernkühltanks zusammen mit einem Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher verbindet, kann es möglich sein, den passiven Volldruck-Notkernkühltank allein zu benutzen, oder den Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher allein zusammen mit der ersten umgekehrten U-Biegung in dem ersten Rohr zu benutzen.
Es kann ein wassergekühlter Kernreaktor so angeordnet werden, daß eines oder mehrere der ersten Rohre, von denen jedes eine erste umgekehrte U-Biegung besitzt, mit einem passiven Volldruck-Notkernkühltank verbunden sind, und eines oder mehrere der ersten Rohre, von denen jedes eine erste umgekehrte U-Biegung aufweist, mit einem Volldruck- Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher verbunden sind.
Das Hauptmerkmal der Erfindung besteht in der Dampfsperre, die in der ersten umgekehrten U-Biegung im Steigrohr angeordnet ist, das den Primärkühlwasserkreis mit dem Volldruck-Notkernkühltank oder dem Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher verbindet, die durch den Druckkessel gehalten werden und abnormale Bedingungen im Druckkessel und im Reaktorkern und im Steigrohr des Primärkühlwasserkreises feststellen und entsprechend auslösen. Ferner ist für die Erfindung wichtig die Erzeugung hydrostatischer thermischer Dichtungen durch umgekehrte U-Biegungen und normale U-Biegungen zur Steuerung der Temperatur des Steigrohres und des Fallrohres des Volldruck-Notkernkühltanks oder des Nachwärmeabfuhrsystems und demgemäß der thermische Treiberkopf um dieses System herum während des Normalbetriebes der Reaktoranlage, wenn das System in Wartestellung befindlich ist. Schließlich ist für die Erfindung wichtig die Benutzung dieser U-Biegungen und umgekehrten U-Biegungen zur Stabilisierung des Volldruck- Notkernkühltanks oder Nachwärmeabfuhrsystems während normaler Übergangsbedingungen der Anlage und während kleiner Störungen.

Claims

1. Wassergekühlter Kernreaktor mit einem Druckgefäß (12), mit einem Reaktorkern (14), mit einem Primärwasserkühlkreis (24, 26), welches der Abkühlung des Reaktorkerns (14) dient, wobei der Reaktorkern (14) und wenigstens ein Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) im Druckgefäß (12) angeordnet ist, mit einem Druckkessel (46), der einen Wasserraum (48) und einen Dampfraum (50) besitzt, wobei der Druckkessel (46) mit dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) verbunden ist, mit wenigstens einem Volldruck- Reaktorkernkühler (58, 60), wobei der wenigstens eine Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) wenigstens einen Volldruck-Notkernkühltank (58) mit einer Reservezuführung von Primärkühlwasser oder wenigstens einen Volldruck- Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher (60) besitzt, mit Leitungen (68, 74), die den Primärkühlwasserkreis (24, 26) mit jedem Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) verbinden, mit einem ersten Rohr (74), welches einen oberen Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) mit jedem Volldruck- Reaktorkernkühler (58, 60) verbindet, mit einem zweiten Rohr (68), welches einen unteren Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) mit jedem Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) verbindet, wobei jedes erste Rohr (74) eine erste umgekehrte U-Biegung (76) aufweist,

dadurch gekennzeichnet, daß jede erste umgekehrte U-Biegung (76) des ersten Rohres (74) durch den Wasserraum (48) und den Dampfraum (50) des Druckkessels (46) hindurchgeführt ist, um eine Dampfsperre (78) innerhalb jeder ersten umgekehrten U-Biegung (76) zu erhalten, wodurch jede Dampfsperre (78) im Normalbetrieb im wesentlichen eine natürliche Zirkulation von Primärkühlwasser aus dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) durch das erste Rohr (74), den ersten Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) und das zweite Rohr (68) nach dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) verhindert, daß jede Dampfsperre (78) aus der ersten umgekehrten U-Biegung (76) durch abnormale Arbeitsweise irgendeines Reaktorkerns (14) versetzt wird, wobei der Primärkühlwasserkreis (24, 26), der Druckkessel (46) oder ein Verlust von Primärkühlwasser eine natürliche Zirkulation des Primärkühlwassers aus dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) durch das erste Rohr (74), den Volldruck-Reaktorkühler (58, 60) und die zweite Rohrleitung (68) ermöglicht, damit ein relativ kühles Primärkühlwasser im Volldruckreaktorkernkühler (58, 60) in den Primärkühlwasserkreis (24, 26) einströmen oder durch diesen hindurchströmen kann.

2. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem wenigstens einer der Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) einen Volldruck-Notkernkühltank (58) aufweist, der eine Reservezuführung von Primärkühlwasser aufweist, wobei die erste Rohrleitung (74) einen oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises (24, 26) mit einem oberen Abschnitt eines jeden Volldruck-Notkernkühltanks (58) verbindet, und das zweite Rohr (68) einen unteren Abschnitt des Primärkühlwasserkreises (24, 26) mit einem unteren Abschnitt des Volldruck-Notkernkühltanks (58) verbindet, und wobei wenigstens ein Teil eines jeden Volldruck-Notkernkühltanks (58) über dem Reaktorkern (14) liegt und die Dampfsperre (78) aus der umgekehrten U-Biegung (76) versetzt wird, um eine relativ kühle Primärkühlwasserströmung vom Volldruck- Notkernkühltank nach dem Reaktorkern (14) fließen zu lassen, oder um einen Primärkühlwasserdampf vom Primärkühlwasserkreis (24, 26) durch das erste Rohr (74) in den Volldruck- Notkernkühltank (58) zu entlüften, um eine Schwerkraftzuführung von Primärkühlwasser aus dem Volldruck- Notkernkühltank (58) nach dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) zu ermöglichen.

3. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, bei welchem wenigstens einer der Volldruck-Reaktorkernkühler einen Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher (60) aufweist und das erste Rohr (74) einen oberen Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) mit einem oberen Teil des Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauschers (60) verbindet, während ein zweites Rohr (68) einen unteren Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) mit einem unteren Teil des Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauschers (60) verbindet, wobei wenigstens ein Teil des Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauschers (60) über dem Primärwasserkühlkreis (24, 26) angeordnet ist und die Dampfsperre (78) aus der umgekehrten U-Biegung (76) versetzt wird, um eine natürliche Zirkulation von Primärkühlwasser vom Primärkühlwasserkreis (24, 26) durch das erste Rohr (74), den Volldruck- Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher (60) und das zweite Rohr (68) nach dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) zu ermöglichen, um die Möglichkeit zu schaffen, daß ein relativ kühles Primärkühlwasser durch den Reaktorkern (14) strömt.

4. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 3, bei Abhängigkeit von Anspruch 2, bei welchem der Volldruck- Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher (60) und der Volldruck- Notkernkühltank (58) integriert und strömungsmäßig in Reihe derart geschaltet sind, daß sie an eine gemeinsame erste Rohrleitung (74), eine erste umgekehrte U-Biegung (76) und eine zweite Rohrleitung (68) anschließen.

5. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 3, in Abhängigkeit von Anspruch 2, bei welchem der Volldruck- Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher (60) und der Volldruck- Notkernkühltank (58) getrennt angeordnet sind und ihre eigene erste Rohrleitung (74), eine eigene umgekehrte U-Biegung (76) und eine zweite eigene Rohrleitung (68) aufweisen.

6. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 2, bei welchem wenigstens ein Teil des Volldruck-Notkernkühltanks (58) über dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) liegt.

7. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem die umgekehrte U-Biegung (76) in der ersten Rohrleitung (74) ein elektrisches Tauchheizgerät (53) aufweist, um die Erzeugung und Aufrechterhaltung der Dampfsperre (78) zu unterstützen und um unkondensierbare Gase zu entfernen.

8. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem jede erste Rohrleitung (74) eine hydrostatische thermische Dichtung (80, 82) aufweist, welche die Zirkulation von Warmwasser-Wirbelströmen in der ersten Rohrleitung (74) im Normalbetrieb der Reaktoranlage zuläßt und verhindert, daß Warmwasser-Wirbelströme in der ersten Rohrleitung (74) in den Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) im Normalbetrieb des Kernreaktors eintreten, wobei die hydrostatischen thermischen Dichtungen (82) eine natürliche Zirkulation von Primärkühlwasser vom Primärkühlwasserkreis (24, 26) durch die erste Rohrleitung (74), den Volldruck- Reaktorkernkühler (58, 60) und die zweite Rohrleitung (68) zulassen, wenn die Dampfsperre (78) aus der ersten umgekehrten U-Biegung (76) durch abnormale Betriebsbedingungen des Reaktorkerns (14), des Primärkühlwasserkreises (24, 26) oder des Druckkessels (46) versetzt ist.

9. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 8, bei welchem eine zweite umgekehrte U-Biegung (82) in jeder ersten Rohrleitung (74) eine hydrostatische thermische Abdichtung bewirkt.

10. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 8, bei welchem eine U-Biegung (80) in jeder ersten Rohrleitung (74) eine hydrostatische thermische Dichtung bildet.

11. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem jede zweite Rohrleitung (68) eine hydrostatische thermische Dichtung (70) aufweist, die eine thermische Konvektion vom Primärkühlwasserkreis (24, 26) nach dem Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) verhindert.

12. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 11, bei dem eine U-Biegung (70) in der zweiten Rohrleitung (68) die hydrostatische thermische Abdichtung bildet.

13. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 11, bei welchem wenigstens ein Paar umgekehrte U-Biegungen (110) und eine normale U-Biegung (112) in Reihe in jeder zweiten Rohrleitung (68) geschaltet sind und die hydrostatische thermische Dichtung bilden, wobei die umgekehrte U-Biegung (110) in einem relativ heißen Bereich liegt und die normale U-Biegung (112) in einem relativ kühlen Bereich angeordnet ist, um abwechselnde Schichtungszonen mit niedriger und höherer Wasserdichte in der hydrostatischen thermischen Abdichtung zu schaffen.

14. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem der Druckkessel (46) ein Hilfsgefäß (88) aufweist und das Hilfsgefäß (88) einen Wasserraum (94) und einen Dampfraum (96) besitzt, wobei wenigstens der Wasserraum (94) des Hilfsgefäßes (88) mit dem Wasserraum (48) des Druckkessels (46) verbunden ist, und die erste umgekehrte U-Biegung (76) der ersten Rohrleitung (74) durch den Wasserraum (94) und den Dampfraum (96) des Hilfsgefäßes (88) geführt ist.

15. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem der Druckkessel (46) ein Hilfsgefäß (88) aufweist und das Hilfsgefäß (88) einen Wasserraum (94) und einen Dampf raum (96) besitzt, und wenigstens der Wasserraum (94) des Hilfsgefäßes (88) mit einem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) in Verbindung steht, wobei die erste umgekehrte U-Biegung (76) der ersten Rohrleitung (74) durch den Wasserraum (94) und den Dampfraum (96) des Hilfsgefäßes (88) hindurchgeführt ist.

16. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 14, bei welchem das Hilfsgefäß (88) ein elektrisches Tauchheizgerät (53) aufweist, um die Sättigungsbedingungen im Wasserraum (94) und im Dampfraum (96) des Hilfsgefäßes (88) aufrechtzuerhalten.

17. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem eine relativ kleine Entlüftung (51) die Dampfsperre (78) mit dem Dampfraum (50) des Druckkessels (46) verbindet, um eine Strömung nicht-kondensierbarer Gase von der Dampf sperre (78) nach dem Dampfraum (50) des Druckkessels (46) zu ermöglichen und die Bildung und Aufrechterhaltung der Dampfsperre (78) im Normalbetrieb zu unterstützen und um die Dampfsperre (78) mit dem erforderlichen Übergangsansprechen auszustatten.

18. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem der Druckkessel (238) einen Teil der ersten umgekehrten U-Biegung definiert und der Dampfraum (242) des Druckkessels (238) die Dampfsperre (78) bildet.

19. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 4, bei welchem der Volldruck-Notkernkühltank (58) mit dem Volldruck-Nachwärmeabfuhrwärmeaustauscher (60) integriert ist und wenigstens eine Nachwärmeabfuhreinrichtung (60) aufweist, um die Wärme aus dem Primärkühlwasser im kombinierten Volldruck-Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrsystem abzuleiten.

20. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 19, bei welchem jeder Volldruck-Notkernkühltank (58) wenigstens einen Nachwärmeabfuhrkreis (60, 62, 64, 66) aufweist, um Wärme vom Primärkühlwasser im Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (58) zu entfernen.

21. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 20, bei welchem der Nachwärmeabfuhrkreis (60, 62, 64, 66) einen ersten Wärmeaustauscher (60) aufweist, der im Volldruck- Notkernkühl- und Restwärmeabfuhrtank (58) liegt, während ein zweiter Wärmeaustauscher (62) außerhalb des Volldruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks (58) angeordnet ist, und Leitungen (64, 66) den ersten mit dem zweiten Wärmeaustauscher verbinden, um das Arbeitsmittel zwischen diesen zu leiten.

22. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 19, bei welchem das Reaktordruckgefäß (12) in dem kombinierten Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (58) angeordnet ist.

23. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 4, bei welchem ein zweites Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem einen Tank (134) aufweist, der eine weitere Zuführung von Primärkühlwasser bewirkt, wobei wenigstens ein Teil des Niederdruck-Notkernkühltanks (134) über dem Volldruck-Notkernkühltank (58) liegt, und eine dritte Leitung (136) einen unteren Teil des Niederdruck- Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks (134) mit dem Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem (58, 60) verbindet, wobei eine vierte Rohrleitung (142) den Dampfraum (50) des Druckkessels (46) mit dem Niederdruck-Notkernkühltank (134) verbindet und die dritte Rohrleitung (136) ein Rückschlagventil (138) und ein Steuerventil (140) aufweist, und die vierte Rohrleitung (142) ein Steuerventil (144) besitzt.

24. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 23, welcher ein Umfassungsgebäude (122) aufweist, in dem das Druckgefäß (12), der Reaktorkern (14), der Primärkühlwasserkreis (24, 26), der Druckkessel (46), das Volldruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem (58, 60) und der Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (134) angeordnet sind, wobei eine fünfte Rohrleitung (172) eine Pumpe (170) mit dem Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (134) verbindet, und die Pumpe (170) vorgesehen ist, um ausgetretenes Kühlwasser über einem vorbestimmten Pegel im Umfassungsgebäude (122) nach dem Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (134) zu pumpen, und wobei die fünfte Leitung (172) ein Rückschlagventil (174) aufweist.

25. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 24, bei welchem der wenigstens eine zweite Nachwärmeabfuhrkreis einen dritten Wärmeaustauscher (146) besitzt, der in dem Niederdruck-Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (134) angeordnet ist, während ein vierter Wärmeaustauscher (148) außerhalb des Umfassungsgebäudes (122) liegt und Leitungen (150, 152) den dritten Wärmeaustauscher (146) mit dem vierten Wärmeaustauscher (148) verbinden, um das Arbeitsmittel zwischen diesen zu leiten.

26. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 24, mit einem fünften Wärmeaustauscher (160), der im wesentlichen im obersten Bereich des Umfassungsgebäudes (122) angeordnet ist, wobei Leitungen (162, 164) den fünften Wärmeaustauscher (160) mit dem vierten Wärmeaustauscher (148) verbinden, um ein Arbeitsmittel dazwischen zu leiten, wobei ein Sammelgefäß (166) unter dem fünften Wärmeaustauscher und über dem zweiten Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (134) angeordnet ist, um Dampf aufzusammeln, der von dem fünften Wärmeaustauscher (160) kondensiert wurde, wobei eine Leitung (168) kondensierten Dampf von dem Sammelgefäß (166) nach dem zweiten Notkernkühl- und Nachwärmeabfuhrtank (134) leitet.

27. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 24, bei welchem das Reaktordruckgefäß (12) innerhalb einer Trockenkammer (130) angeordnet ist, die von einem Niederdruck-Notkernkühl und Nachwärmeabfuhrtank (134) umschlossen ist und zwischen einer Wand (124) der Trockenkammer (130) und einer Wand des Umfassungsgebäudes (122) liegt, wobei die Trockenkammer (130) mit dem Tank (134) über eine große Entlüftung (127) vom oberen Bereich der Trockenkammer (130) nach einem unteren Bereich des Niederdruck-Notkühl- und Nachwärmeabfuhrtanks (134) verbunden ist, der ebenfalls als Drucksammelbecken dient.

28. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem wenigstens ein Teil des Wasserraums (48) des Druckkessels (46) über einem oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises (24, 26) angeordnet ist und wenigstens eine Einrichtung (54) vorgesehen ist, die eine Verbindung zwischen dem Druckkessel (46) und dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) herstellt, um den Dampfraum (50) des Druckkessels (46) mit dem oberen Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) zu verbinden, und wobei wenigstens eine Absaugöffnung (56) vorgesehen ist, die eine Verbindung zwischen dem Druckkesse (46) und dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) herstellt, um den Wasserraum (48) des Druckkessels (46) mit dem unteren Teil des Primärkühlwasserkreises (24, 26) zu verbinden, und wobei wenigstens eine Absaugöffnung (56) mit relativ geringem Strömungswiderstand gegenüber Wasser aus dem Wasserraum (48) des Druckkessels (46) nach dem Primärkühlwasserkreis (24, 26) vorgesehen ist, wobei diese Öffnung einen relativ hohen Strömungswiderstand für Wasser besitzt, das vom Primärkühlwasserkreis (24, 26) nach dem Wasserraum (48) des Druckkessels (46) fließt, und wobei wenigstens eine Vorrichtung (54) vorgesehen ist, die eine Verbindung zwischen dem Dampfraum (50) des Druckkessels (46) und dem oberen Abschnitt des Primärkühlwasserkreises (24, 26) herstellt, damit überschüssiger Dampf, der sich im Primärkühlwasserkreis (24, 26) gebildet hat, nach dem Dampfraum (50) des Druckkessels (46) abfließen kann.

29. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 28, bei welchem der Reaktorkern (14), der Primärkühlwasserkreis (24, 26) und der Druckkessel (46) als integrale Baueinheit von einem Druckgefäß (12) umschlossen sind, wobei wenigstens ein Gehäuse (32) im Druckgefäß (12) angeordnet ist, um das Druckgefäß (12) in eine erste Kammer (34) und eine zweite Kammer (36) zu unterteilen, während der Reaktorkern (14) und der Primärkühlwasserkreis (24, 26) in der zweiten Kammer (36) angeordnet sind und der Druckkessel (46) in der ersten Kammer (34) liegt, wobei das Gehäuse (32) eine Vermischung zwischen dem Wasser im Primärkühlwasserkreis (24, 26) und dem Wasser im Wasserraum (48) des Druckkessels (46) verhindert.

30. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem der wassergekühlte Kernreaktor ein integraler Druckwasserreaktor ist.

31. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem der wassergekühlte Kernreaktor ein Siedewasserreaktor mit indirektem Zyklus ist.

32. Wassergekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, bei welchem die erste Rohrleitung (74) den Wasserraum (50) des Druckkessels (46) mit dem Volldruck-Reaktorkernkühler (58, 60) verbindet.