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Die vorliegende Erfindung betrifft einen
Druckwasserreaktor und insbesondere ein Reaktorkernzerfallswärme-
Abführsystem, das in ein Not-Kernkühlsystem bei einem
Druckwasserkernreaktor integrierbar ist.
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Fig. 4 veranschaulicht allgemein ein Primärkühlsystem
bei einem typischen Zweikreis-Druckwasserreaktor nach dem
Stand der Technik, umfassend zwei Sätze von
Dampfgeneratoren 2 bzw. Primärkühlmittelpumpen 3. In den Ausrüstungen
für das Primärkühlsystem sind ein Reaktorgefäß 1,
Dampfgeneratoren 2, Primärkühlmittelumwälzpumpen 3, ein
Primärkühlkreis 6 mit Primärkühlmittel(rohr)leitungen 5 und 7
zur Verbindung dieser (Einheiten) zwecks Bildung eines
geschlossenen Kreises sowie jeweils an den Primärkühlkreis
6 usw. angeschlossene Druckerzeuger (pressurizers) 4
enthalten.
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In einem Reaktorkern 10 im Reaktorgefäß 1 erwärmtes
Primärkühlmittel wird aus letzterem über eine
Heißzweig(rohr)leitung 5 in jedem Kreis 6 zu U-förmigen
Wärmeübertragungsrohren 8 in einem lotrecht installierten
Dampfgenerator 2 gefördert, in welchem ein Wärmeaustausch mit an
der Außenseite der Wärmeübertragungsrohre 8 strömendem
Sekundärkühlmittel erfolgt. Das auf diese Weise im
Dampfgenerator 2 abgekühlte Primärkühlmittel wird dann durch die
Primärkühlmittelumwälzpumpe 3 unter Druck gesetzt (is head)
und über die Kaltzweig(rohr)leitung 7 wieder zum
Reaktorgefäß 1 zurückgeführt.
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Im Fall von Unfällen oder Vorkommnissen, bei denen ein
großer Druckabfall im Primärkühlsystem auftreten und das
Not-Kernkühlsystem betätigt werden kann, z.B bei einem
Kühlmittelverlust(unfall) als Folge eines Bruchs an einer
mit der Ziffer 9 bezeichneten Stelle einer Leitung im
Primärkühlsystem, wird aufgrund des Ausfließens von
Primärkühlmittel aus dem System von der Bruchstelle 9 in der
Leitung der Reaktorkern 10 zunächst freigelegt oder
ungeschützt (exposed). Obgleich für diesen Fall Vorkehrungen
getroffen sind, daß der Betrieb des Kernreaktors
unmittelbar nach dem Auftreten des Unfalls beendet werden kann,
wird auch nach dem Stillsetzen des Kernreaktors
weiterhin Zerfallswärme in einem Reaktorkern erzeugt, weil in
letzterem Kernbrennstoff vorhanden ist. Falls der
ungeschützte Zustand des Reaktorkerns über eine längere Zeit
hinweg bestehen bleibt und der Reaktorkern nicht
ausreichend gekühlt werden kann, ist anzunehmen, daß die
schlimmste Situation (GAU), wie ein Schmelzen des
Reaktorkerns als Folge dieser Zerfallswärme, eintreten kann. Bei
einem Kühlmittelverlust(unfall) ist es folglich wichtig,
Not-Kernkühlwasser in das Primärkühlsystem einzuspritzen und
wirksam und sofort das eingespritzte Kühlwasser dem
Reaktorkern zuzuspeisen und darin zu sammeln; aus diesem Grund
ist das Not-Kernkühlsystem vorgesehen.
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Das bisherige Not-Kernkühlsystem besteht aus einem
Sammel- oder Speicherwassereinspritzsystem mit einem
Speicherwasser(einspritz) tank 12, einem
Hochdruck-Einspritzsystem mit einer Hochdruck-Einspritzpumpe 19 o.dgl., die
eine externe Energiequelle, wie eine Wechselstromversorgung,
benötigt, und einem Niederdruck-Einspritzsystem mit einer
entsprechenden Einspritzpumpe 18 o.dgl., die ebenfalls eine
Energiequelle, z.B. eine Wechselstromversorgung, benötigt.
Obgleich in Fig. 4 nur ein Speicherwasser(einspritz)tank
12 dargestellt ist, ist es üblich, je einen derartigen
Tank für jeden Kreis (loop) des Primärkühlsystems
vorzusehen. Dieser Speicherwassertank 12 enthält stets borsaures
Wasser 13, mit Stoffstoffgas 11 unter Druck gehalten; falls
ein Kühlmittelverlust auftritt, wird ein Rückschlag- oder
Absperr-Ventil 15 mit einem Druckabfall im Primärkühlsystem
automatisch geöffnet, so daß das borsaure Wasser 13 über
eine Leitung 14 in die Kaltzweigleitung 7 des
Primärkühlsystems eingespritzt wird. Außerdem verwenden die Hoch-
und die Niederdruck-Einspritzpumpe 18 bzw. 19 als
Wasservorrat einen Nachfüllwassertank (refuelling water tank)
20 (zur Verwendung bei Brennstofferneuerung), der borsaures
(Wasser) zum Zwecke eines Einfüllens von Wasser in den
Reaktorkernhohlraum bei Brennstofferneuerung speichert;
dabei sind Vorkehrungen getroffen, daß diese (Pumpen) unter
der Steuerung einer mit einer (nicht dargestellten)
Einrichtung zum Detektieren eines Druckabfalls im
Primärkühlsystem verbundenen Steuereinheit sequentiell in Betrieb
gesetzt werden, und zwar beginnend mit der
Hochdruckeinspritzpumpe 19, um das Wasser in das Primärkühlsystem
einzuspritzen.
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Als Niederdruck-Einspritzpumpe 18 wird eine
Restwärmeabführpumpe, die im Fall des Kaltzustand-Abschaltens eines
Kernreaktors benutzt wird, verwendet. Da diese Niederdruck
Einspritzpumpe auch an einen (nicht dargestellten)
Bodensumpf in einem Kernreaktor-Aufnahmebehälter 16
angeschlossen ist, so daß das im Bodensumpf angesammelte Wasser
durch Rückführen nach Verbrauch des Wassers im
Nachfüllwassertank 20 verwendet werden kann, ist im
Niederdruck-Einspritzsystem ein (nicht dargestellter) Wärmetauscher
zum Kühlen des rückgeführten Wasser erforderlich.
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Ferner ist an den Nachfüllwassertank 20 ein
Aufnahmebehälter-Sprühsystem zum Zwecke einer Verminderung eines
Herausdringens radioaktiver Stoffe aus dem Kernreaktor-
Aufnahmebehälter 16 angeschlossen. Dieses Aufnahmebehälter-
Sprühsystem enthält eine entsprechende Sprühpumpe 21, die
eine externe Energiequelle, wie eine
Wechselstromversorgung, benötigt, einen Wärmetauscher 22 und eine
Aufnahmebehälter-Sprüheinheit 23. Dieser Wärmetauscher 22 und
der erwähnte Wärmetauscher im Niederdruck-Einspritzsystem
sind mit ihren Sekundärseiten an eine Kühlmittelleitung
eines (nicht dargestellten) Kernreaktor-Hilfssystems
angeschlossen, wobei Vorkehrungen getroffen sind, daß die
Wärme von letzterem System zu einer Seewasserleitung
abgeführt werden kann.
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Obgleich, wie beschrieben, das Not-Kernkühlsystem bei
einem herkömmlichen Druckwasserreaktor kein Problem
deshalb aufwirft, weil das Speicherwasser-Einspritzsystem,
d.h. der genannte Speicherwassertank 12, für das sofortige
Einspritzen einer großen Menge an Notkühlwasser in die
Kaltzweigleitung 7 des Primärkühlsystems unmittelbar nach
dem Vorkommen eines Unfalls verwendet und dabei das Wasser
im Reaktorgefäß 1 (zurück)gehalten wird, stützt sich das
Kühlsystem auf ein Sicherheitssystem, das hauptsächlich
aus dynamischen Geräten (als "aktives Sicherheitssystem"
bezeichnet) besteht, z.B. den genannten Nieder- und
Hochdruck-Einspritzpumpen 18 bzw. 19, die eine externe
Energiequelle, z.B. eine Wechselstromversorgung benötigen, um die
Menge an Kühlmittel, das über einen langen Zeitraum danach
durch Reaktorkernzerfallswärme verdampft und abgeführt
wird, zu kompensieren.
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Obgleich das aktive Sicherheitssystem bezüglich der
Faktoren Konvergierkapazität und
Expansionsverhinderungs- oder -schutzkapazität bei einem Unfall ausgezeichnet ist,
sind die Betriebsmaßnahmen kompliziert und die
Betriebszuverlässigkeit vergleichsweise gering; es kann dabei nicht
gesagt werden, daß das System überhaupt (keine - A.d.Ü.)
Probleme bezüglich der Sicherheit aufwirft, weil es Geräte
wie Pumpen verwendet, die eine externe Energiequelle, wie
eine Wechselstromversorgung benötigen.
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Eine Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist damit die
Schaffung eines verbesserten Not-Kernreaktorzerfallswärme
Abführsystems, das im wesentlichen statisch Zerfallswärme
unter Verwendung von begrenzt dynamisch angetriebenen
Geräten, wie Ventilen, die üblicherweise hohe
Zuverlässigkeit besitzen, abzuführen vermag.
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Derartige passive Notkühlsysteme sind in den Dokumenten
EP-A-26 705, EP-A-232 196 und FR-A-2 584 228 offenbart.
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Gemäß einem Merkmal der vorliegenden Erfindung betrifft
diese ein Reaktorkernzerfallswärme-Abführsystem zur
Verwendung bei einem Druckwasserreaktor, umfassend ein
Reaktorgefäß mit einem Verschluß (Deckel) an seiner Oberseite
sowie mit Einlaßdüsen und Auslaßdüsen für Primärkühlmittel,
einen im Reaktorgefäß angeordneten Reaktorkern, einen
Dampfgenerator, der (darin) eine in eine Einlaßkammer und eine
Auslaßkammer unterteilte Wasserkammer festlegt und so
eingebaut ist, daß er sich in einer lotrechten Richtung
erstreckt, wobei eine Primärkühlmittel-Einlaßdüse und eine
Auslaßdüse jeweils in Einlaßkammer bzw. Auslaßkammer in
der Wasserkammer vorgesehen sind, und wobei mehrere
U-förmige Rohre an ihren gegenüberliegenden Endabschnitten jeweils
mit der Einlaßkammer und der Auslaßkammer in Verbindung
stehen, ein an den Dampfgenerator angeschlossenes
Sekundärkühlsystem mit einem Einlaßrohr und einem Auslaßrohr
zum zirkulierenden oder umwälzenden Fördern von
Sekundärkühlmittel aus den U-förmigen Rohren, eine
Kühlmittelumwälzpumpe, eine Heißzweig(rohr)leitung zum Verbinden der
Auslaßdüse des Reaktorgefäßes mit der Einlaßdüse des
Dampfgenerators und eine Kaltzweig(rohr)leitung zum
Verbinden der Auslaßdüse des Dampfgenerators mit der
Einlaßdüse des Reaktorgefäßes über die Kühlmittelumwälzpumpe,
wobei dieses Zerfallswärme-Abführsystem ferner umfaßt:
eine an den Verschluß des Reaktorgefäßes angeschlossene
erste Druckmindereinheit, eine(n) erste(n) Wasserquelle
oder -vorrat, die bzw. der höher angeordnet ist als das
Sekundärkühlsystem und mit letzterem über eine Rohr-Leitung
mit einem Ventil kommuniziert, eine an das Sekundärkühl-
System angeschlossene zweite Druckmindereinheit sowie
eine(n) zweite(n) Wasserquelle oder -vorrat, die bzw. der
höher angeordnet ist als die Heißzweigleitung und die
Kaltzweigleitung, und die mit einer Leitung mit einem Ventil
zu ihrer Verbindung mit dem Inneren des Reaktorgefäßes
über diese Leitung verbunden ist, und wobei die
Einlaßdüse des Dampfgenerators tiefer angeordnet ist als die
Auslaßdüse des Reaktorgefäßes und die zweite Wasserquelle
ein ausreichend großes Wasserfassungsvermögen besitzt, um
zumindest die Heißzweigleitung und die Kaltzweigleitung
mit ausgetragenem Wasser zu überfluten, wenn das in der
an die zweite Wasserquelle angeschlossenen Leitung
vorgesehene Ventil geöffnet wird.
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Gemäß einem anderen Merkmal betrifft diese Erfindung
ein Reaktorkernzerfallswärme-Abführsystem zur Verwendung
bei einem Druckwasserreaktor, umfassend ein Reaktorgefäß
mit einem Verschluß (Deckel) an seiner Oberseite sowie
mit einer Einlaßdüse und einer Auslaßdüse für
Primärkühlmittel, einen im Reaktorgefäß angeordneten Reaktorkern,
einen Dampfgenerator, der eine in eine Einlaßkammer und
eine Auslaßkammer unterteilte Wasserkammer festlegt,
welche Kammern mit einer Primärkühlmittel-Einlaßdüse bzw.
einer -Auslaßdüse versehen sind, wobei mehrere U-förmige
Rohre an ihren gegenüberliegenden Endabschnitten jeweils
mit der Einlaßkammer und der Auslaßkammer in Verbindung
stehen, ein an den Dampfgenerator angeschlossenes
Sekundärkühlsystem mit Einlaß- und Auslaßrohr zum
zirkulierenden oder umwälzenden Fördern von Sekundärkühlmittel aus
den U-förmigen Rohren, eine Primärkühlmittelumwälzpumpe,
eine Heißzweig(rohr)leitung zum Verbinden der Auslaßdüse
des Reaktorgefäßes mit der Einlaßdüse des Dampfgenerators
und eine Kaltzweig(rohr)leitung zum Verbinden der
Auslaßdüse des Dampfgenerators mit der Einlaßdüse des
Reaktorgefäßes über die Primärkühlmittelumwälzpumpe, wobei dieses
Zerfallswärme-Abführsystem ferner umfaßt: eine erste
Wasserquelle, die höher angeordnet ist als das
Sekundärkühlsystem und die mit letzterem über eine mit einem Ventil
versehene Rohr-Leitung in Verbindung steht, eine an das
Sekundärkühlsystem angeschlossene Druckmindereinheit und
eine zweite Wasserquelle, die höher angeordnet ist als die
Heißzweigleitung und die Kaltzweigleitung und die mit einer
ein Ventil aufweisenden Leitung zur Verbindung mit dem
Reaktorgefäß über diese Leitung verbunden ist, und wobei
der Dampfgenerator so eingebaut ist, daß er sich in einer
waagerechten Richtung erstreckt, und ein in der
Einlaßkammer der Wasserkammer vorgesehenes Entlüftungsrohr
aufweist, und die zweite Wasserquelle ein ausreichend großes
Wasserfassungsvermögen besitzt, um zumindest die
Heißzweigleitung und die Kaltzweigleitung mit ausgetragenem
Wasser zu überfluten, wenn das in der an die zweite
Wasserquelle angeschlossenen Leitung vorgesehene Ventil
geöffnet wird.
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Im Normalbetrieb des Kernreaktors wird Primärkühlmittel,
das über eine Kaltzweigleitung (cold-leg piping), die mit
einer Einlaßdüse des Reaktorgefäßes verbunden ist, in das
Reaktorgefäß eingetreten ist, im Reaktorkern erwärmt,
worauf es über eine Auslaßdüse desselben austritt, eine
Heißzweigleitung (hot-leg piping) passiert und aus einer
Einlaßkammer einer Wasserkammer in einem Dampfgenerator
längs der Innenseite von U-förmigen Wärmeübertragungs
rohren bis zu einer Auslaßkammer strömt, von welcher es,
mittels einer Umwälzpumpe unter Druck gesetzt, wieder in
das Reaktorgefäß eingespeist wird. Wenn das
Primärkühlmittel das Innere der Wärmeübertragungsrohre passiert,
geht es einen Wärmeaustausch mit diese Rohre umströmendem
Sekundärkühlmittel ein, und es wird dabei abgekühlt,
während andererseits das Sekundärkühlmittel erwärmt und
zu Dampf verdampft wird, der für den Antrieb einer
Dampfturbine für elektrische Stromerzeugung genutzt wird.
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Wenn ein Kühlmittelverlust aufgrund eines Unfalls, wie
Rohrbruch in einem Primärkühlsystem, auftritt, wird das
Reaktorkernzerfallswärme-Abführsystem gemäß der Erfindung
in Betrieb gesetzt, um den Größten Anzunehmenden Unfall
(GAU), wie Reaktorkernschmelzen infolge der Zerfallswärme,
zu vermeiden.
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Insbesondere bei einem Druckabfall im Primärkühlsystem
mit einem Kühlmittelverlust wird die Druckmindereinheit
betätigt, um damit nichtkondensierbare Gase, wie
Wasserstoffgas, Sauerstoffgas und dgl., die im Reaktorkern
entstehen, über ein Ventil in einer an einen Verschluß (Deckel)
des Reaktorgefäßes angeschlossenen (Rohr-)Leitung in den
Aufnahmebehälter abzuführen, wobei auch ein Ventil in einer
Leitung, die mit einer zweiten Wasserquelle verbunden ist,
geöffnet wird, um damit Wasser aus der zweiten
Wasserquelle (oder dem -vorrat) in den Aufnahmebehälter
einzuspritzen. Da die zweite Wasserquelle höher angeordnet ist
als die Heißzweig- und die Kaltzweigleitung und zudem auch
ein ausreichend großes Fassungsvermögen besitzt, wird beim
Öffnen des genannten Ventils das Wasser unter einer
Druckhöhendifferenz (einem Staudruck) ausgetragen, so daß
Heißzweig- und Kaltzweigleitung darin eintauchen bzw. damit
überflutet werden.
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Infolgedessen können die nichtkondensierbaren Gase
nicht über die Bruchstelle im Primärkühlsystem in letzteres
eintreten. Da gemäß dem obengenannten ersten Merkmal
dieser Erfindung eine Kreislaufdichtung (loop seal)
zwischen einer Einlaßdüse eines Dampfgenerators und einer
Auslaßdüse eines Reaktorgefäßes gebildet ist, weil diese
Einlaßdüse tiefer liegt als diese Auslaßdüse, während
gemäß dem zweiten Merkmal dieser Erfindung ein
Dampfgenerator sich waagerecht erstreckend eingebaut und seine
Wasserkammer mit einem Entlüftungsrohr mit einem Ventil
versehen ist, verhindern die nichtkondensierbaren Gase
nicht die natürliche Zirkulation des durch die
Wärmeübertragungsrohre strömenden Primärkühlmittels.
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Zur Abführung der Zerfallswärme mittels eines
Wärmeaustausches mit Sekundärkühlmittel im Dampfgenerator unter
Nutzung dieser natürlichen Zirkulation des
Primärkühlmittels erfolgt in einem Sekundärkühlsystem eine
Druckminderung durch Betätigung der mit dem Sekundärkühlsystem
verbundenen zweiten Druckmindereinheit; außerdem wird Wasser
aus der ersten Wasserquelle unter einer Druckhöhendifferenz
in das Sekundärkühlsystem eingespritzt bzw. eingeleitet,
indem ein Ventil der ersten Wasserquelle, höher liegend als
das Sekundärkühlsystem, geöffnet wird, so daß ein
Wärmeaustausch mit dem infolge natürlicher Zirkulation durch
die Wärmeübertragungsrohre strömenden Primärkühlmittel
herbeigeführt und auf diese Weise die Zerfallswärme in einem
einen Dampfgenerator verwendenden Reaktorkern abgeführt
wird.
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Da erfindungsgemäß eine Einrichtung zur Verhinderung
eines Gaseinschlusses zwischen einem Reaktorgefäß und einem
Dampfgenerator so vorgesehen ist, daß bei einem
Kühlmittelverlust die in einem Reaktorkern entstehenden
nichtkondensierbaren Gase die natürliche Zirkulation des Kühlmittels
nicht behindern (können), ist es möglich, natürliche
Zirkulation des Kühlmittels in einem Primärkühlsystemkreis
unter Nutzung eines Dampfgenerators herbeizuführen;
dabei ist es nicht nötig, sich auf ein Sicherheitssystem
nach dem Stand der Technik (als "aktives Sicherheitssystem"
bezeichnet) zu verlassen, das hauptsächlich aus dynamischen
Geräten, wie Nieder- und Hochdruck-Einspritzpumpe, besteht,
welche eine externe Energiequelle, wie eine
Wechselstromversorgung o.dgl. benötigen, so daß die Betriebsmaßnahmen
einfach sind und die Zuverlässigkeit des Sicherheitssystems
hoch ist.
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Die obigen sowie weitere Aufgaben, Merkmale und
Vorteile dieser Erfindung ergeben sich noch deutlicher aus
der folgenden Beschreibung bevorzugter Ausführungsformen
der Erfindung anhand der beigefügten Zeichnungen.
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In den beigefügten Zeichnungen zeigen:
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Fig. 1 eine schematische Darstellung eines
Druckwasserreaktors mit einem Reaktorkernzerfallswärme-
Abführsystem gemäß einer ersten bevorzugten
Ausführungsform dieser Erfindung,
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Fig. 2 eine in vergrößertem Maßstab gehaltene
Teilschnittansicht einer in einem Primärkühlsystem
des Druckwasserreaktors nach Fig. 1 vorgesehenen
Kreislaufdichtung,
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Fig. 3 eine schematische Darstellung eines
Druckwasserreaktors mit einem Reaktorkernzerfallswärme-
Abführsystem gemäß einer zweiten bevorzugten
Ausführungsform dieser Erfindung und
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Fig. 4 eine schematische Darstellung eines
Druckwasserreaktors mit einem Reaktorkernzerfallswärme-
Abführsystem gemäß dem Stand der Technik.
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Im folgenden ist die vorliegende Erfindung anhand
bevorzugter Ausführungsformen unter Bezugnahme auf die
beigefügten Zeichnungen näher beschrieben. Es ist darauf
hinzuweisen, daß in den beigefügten Zeichnungen jeweils
gleiche Bezugsziffern identische oder einander
entsprechende Elemente oder Teile bezeichnen.
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Die Fig. 1 und 2 veranschaulichen ein
Not-Kernkühlsystem gemäß einer ersten bevorzugten Ausführungsform
dieser Erfindung in Anwendung auf eine
Druckwasser-Kernkraftanlage. Letztere umfaßt im wesentlichen ein
Primärkühlsystem mit, je nach ihrer Ausgangsleistung, 2 bis 4
Kreisen; bei dem in Fig. 1 veranschaulichten Beispiel ist
ein Primärkühlsystem einer Zweikreis-Kernkraftanlage
(von denen nur ein Kreis dargestellt ist) mit jeweils
zwei Sätzen von Dampfgeneratoren 2 und
Primärkühlmittelpumpen 3 schematisch dargestellt. Die Ausrüstungen für
das Primärkühlsystem enthalten ein Reaktorgefäß 1,
Dampfgeneratoren 2, Primärkühlmittel-Umwälzpumpen 3, einen
Primärkühlkreis 6 aus einer Heißzweigleitung 5 und einer
Kaltzweigleitung 7, welche die obengenannten Bauelemente
zur Bildung eines geschlossenen Kreislaufs miteinander
verbinden, und einen Druckerzeuger 4; diese Bauelemente
sind in einen Kernreaktor-Aufnahmebehälter 16 eingebaut.
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In einem Reaktorkern 10 innerhalb des Reaktorgefäßes
erwärmtes Primärkühlmittel strömt von einer Auslaßdüse
1a des Reaktorgefäßes 1 über die Heißzweigleitungen 5
in den jeweiligen Kreisen und tritt über eine
Einlaßdüse 2a in eine Wasserkammer 2b im Dampfgenerator 2 ein,
und es wird von dort zu U-förmigen Wärmeübertragungsrohren
(U-förmige Rohre) 8 gefördert, in welchen das
Primärkühlmittel einen Wärmeaustausch mit einem die
Wärmeübertragungsrohre 8 umströmenden Sekundärkühlmittel eingeht. Das
auf diese Weise im Dampfgenerator 2 gekühlte
Primärkühlmittel strömt aus dem Dampfgenerator 2 über eine
Auslaßdüse 2c aus, wobei ihm durch die Primärkühlmittel-
Umwälzpumpe 3 ein Wasserstaudruck (waterhead) erteilt wird;
das Primärkühlmittel wird sodann in das Reaktorgefäß 1
durch eine Einlaßdüse 1b desselben über die
Kaltzweigleitung 9 zurückgeführt.
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Die Wasserkammer 2b im Dampfgenerator 2 ist durch eine
Trennplatte 2d in einen Heißzweigseitenabschnitt
(Einlaßkammer) mit einer Einlaßdüse 2a und einen
Kaltzweigseitenabschnitt (Auslaßkammer) mit einer Auslaßdüse 2c
unterteilt; das U-förmige Wärmeübertragungsrohr 8 kommuniziert
an seinem einen Ende mit dem Heißzweigseitenabschnitt und
an seinem anderen Ende mit dem Kaltzweigseitenabschnitt
über eine Sammlerplatte 2e.
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Da weiterhin, wie am besten aus Fig. 2 hervorgeht, der
Dampfgenerator 2 des vertikalen Typs so angeordnet ist,
daß seine Einlaßdüse 2a tiefer liegen kann als die
Auslaßdüse 1a des Reaktorgefäßes 1, ist im
Rohr-Leitungsabschnitt zwischen der Auslaßdüse 1a des Reaktorgefäßes 1
und der Einlaßdüse 2a des Dampfgenerator eine
Kreislaufdichtung (loop seal) 17 gebildet, die dazu dient,
nichtkondensierbares Gas, wie Wasserstoffgas, gelöstes Gas o.dgl.
bei einem Unfall an einem Einströmen in den Dampfgenerator
2 zu hindern. Der Zweck des Vorsehens dieser
Kreislaufdichtung 17 besteht darin, ein Eintreten oder Einströmen
von nichtkondensierbarem Gas in den Dampfgenerator 2
zu verhindern, wie oben angegeben.
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An den Dampfgenerator 2 sind ein Speisewasserrohr
(Einlaßrohr) 28 und ein Dampfrohr (Auslaßrohr) 29 angeschlossen,
die ein Sekundärkühlsystem bilden. Aus dem
Speisewasserrohr 28 in die Sekundärseite des Dampfgenerators 2
strömendes Speisewasser wird einem Wärmeaustausch mit dem
Primärkühlmittel über die Wärmeübertragungsrohre 8 unterworfen
und dabei erwärmt, so daß es zu Dampf wird und aus dem
Dampfgenerator 2 über das Dampfrohr 29 abgeführt und zu
einer (nicht dargestellten) Dampfturbine geleitet wird.
Dieses Speisewasserrohr 28 ist mit einem Kondensattank
(erste Wasserquelle) 30 über eine Rohr-Leitung 32 mit
einem Ventil 31 verbunden, während an das Dampfrohr 29
eine Rohr-Leitung 36 mit einem Überdruckventil einer
großen Kapazität (zweite Druckmindereinheit) 35, z.B.
eines Durchmessers von 25,4 cm (10 Zoll) im Fall eines
Kernreaktors der Klasse von 300.000 KWe Ausgangsleistung,
angeschlossen ist. Der Kondensattank 30 ist zumindest
höher angeordnet als das Speisewasserrohr 28.
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An den Druckerzeuger 4 ist eine Leitung 25
angeschlossen, die mit mehreren (bei der dargestellten
Ausführungsform zwei) Überdruckventilen 24 einer großen Kapazität
verbunden ist, z.B. solchen eines Durchmessers von 20,3 cm
(8 Zoll) im Fall eines Kernreaktors der Klasse von
300.000 KWe Ausgangsleistung. An den Verschluß (Deckel) 1c
des Reaktorgefäßes 1, vorzugsweise an dessen Oberseite,
ist eine Leitung 27 mit einem Entlüftungsventil (erste
Druckmindereinheit) 26, die in den Aufnahmebehälter 16
mündet, angeschlossen.
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Weiterhin ist in einer Lage, die zumindest höher liegt
als die Heißzweig- und Kaltzweigleitungen 5 bzw. 7 des
Primärkühlkreises 6, ein Notspeichertank (zweite
Wasserquelle) 50 eingebaut. Dieser Speichertank 50 ist mit einem
Ventil 33 zum unmittelbaren Einspritzen oder Einführen
des gespeicherten Wassers in den Aufnahmebehälter 16 sowie
einem Ventil 34 zum Einspritzen des gespeicherten Wassers
in das Reaktorgefäß 1 versehen.
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Obgleich von den Ventilen 26, 31, 34, 33 und 35 in Fig.
1 jeweils nur eine Einheit dargestellt ist, können diese
Ventile jeweils mehrfach vorgesehen und parallelgeschaltet
sein, um ein redundantes System zu bilden.
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Wenn beim oben beschriebenen Not-Kernkühlsystem bei
einem Unfall eine nicht dargestellte Steuereinheit ein
erstes, einen Druckabfall im Hauptkühlsystem anzeigendes
Signal von einer an sich bekannten (nicht dargestellten)
Druckmeßeinheit empfängt, wird das Entlüftungsventil 26 in
der an den Verschluß 1c des Reaktorgefäßes 1
angeschlossenen Leitung 27 unter der Steuerung durch diese
Steuereinheit geöffnet, wobei nichtkondensierbare Gase, wie im
Reaktorkern 20 entstehender gasförmiger Wasserstoff,
Sauerstoffgas, Stickstoffgas und dgl., welche die
natürliche Zirkulation des Kühlmittels, wie noch näher zu
beschreiben sein wird, verhindern würden, gemeinsam mit
dem Dampf aus dem Reaktorgefäß 1 in das Innere des
Aufnahmebehälters 16 entlassen werden.
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In Abhängigkeit von dem einen Druckabfall angebenden
Signal wird auch das Überdruckventil 24 des Druckerzeugers
4 geöffnet, so daß auf diese Weise der Druck im
Primärkühlsystem frühzeitig gesenkt werden kann.
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Wenn der im Primärkühlsystem herrschende Druck auf
diese Weise weiter gesenkt worden ist und ein zweites
Signal erzeugt wird, werden die Ventile 33 und 34 des
Not-Speicherwassertanks 50 geöffnet, wobei das
gespeicherte Wasser unter einer Druckhöhendifferenz (einem
Staudruck) in das Innere des Aufnahmebehälters 16 und in
den Reaktorkern 10 eingespritzt wird. Durch das
Einspritzen von Wasser aufgrund des Öffnens der Ventile 33
und 34 kommen im Primärkühlkreis 6 zumindest die
Heißzweigleitung 5 und die Kaltzweigleitung 7 desselben unter
Wasser zu liegen.
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Andererseits wird das Überdruckventil 35, das mit dem
Sekundärkühlsystem für den Dampfgenerator 2 verbunden ist,
in Abhängigkeit vom genannten ersten Signal oder von einem
getrennten Signal geöffnet, so daß der in der
Sekundärseite des Dampfgenerators herrschende Druck bis in die
Nähe des Atmosphärendrucks gesenkt wird; daraufhin wird
das Ventil 31 des Kondensattanks 30 geöffnet, und das
in letzterem enthaltene Wasser wird unter einer
Druckhöhendifferenz in die Sekundärseite des Dampfgenerators
eingespritzt oder eingeführt.
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Wenn im Aufnahmebehälter dieser Zustand vorliegt, wird
der Aufnahmebehälter mit Wasser bis zu einer Füllhöhe
gefüllt, die zumindest oberhalb von Heißzweig und
Kaltzweigleitung 5 bzw. 7 liegt; die zu einem
Kühlmittelverlust führende Bruchstelle 9 wird dabei ebenfalls mit
Wasser überschwemmt. Infolgedessen wird im Reaktorkern 10
erzeugte Zerfallswärme aufgrund natürlicher Zirkulation
von Wasser im Reaktorkern 10, Wasser im Aufnahmebehälter
16 und Wasser im intakten Primärkühlkreis 6 zum
Dampfgenerator 2 gefördert bzw. abgeführt, wobei im Dampfgenerator
2 ein Wärmeaustausch mit in der Sekundärseite enthaltenem,
vom Kondensattank 30 eingespritztem bzw. zugeführtem
Wasser stattfindet, so daß die Zerfallswärme beseitigt
werden kann. Da bei dieser natürlichen Zirkulation die
Bruchstelle 9 unter Wasser liegt, d.h. überflutet ist, können
nichtkondensierbare Gase nicht über die Bruchstelle
eindringen; auch wenn in dem Kühlmittel im intakten
Primärkühlkreis 6 nichtkondensierbare Gase enthalten sind,
können diese daran gehindert werden, in die
Wärmübertragungsrohre 8 im Dampfgenerator 2 an der Stelle der Kreis
laufdichtung 17 einzudringen, weil die Kreislaufdichtung 17
an der Seite der Einlaßdüse 2a des Dampfgenerators geformt
ist und daher die Gase die Wärmeübertragungsrohre 8 nicht
erreichen können.
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Im folgenden ist eine in Fig. 3 dargestellte zweite
bevorzugte Ausführungsform der Erfindung beschrieben,
wobei sich die folgende Beschreibung nur auf die
Unterschiede zwischen erster und zweiter bevorzugter Ausführungsform
bezieht.
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Gemäß Fig. 3 ist die Außenseite eines
Aufnahmebehälters 16 von einer äußeren Abschirmung 37 umschlossen, die
von der Außenfläche (des Behälters) getrennt angeordnet
ist und vorzugsweise aus einer Stahlplattenstruktur
besteht. Weiterhin ist im Inneren des Aufnahmebehälters 16
durch eine Betonwand 39 ein ringförmiger Schwerkraftfluß-
oder Falldrucktank (zweite Wasserquelle) 38 gebildet, der
mit Wasser gefüllt ist. Bei der dargestellten
Ausführungsform erstreckt sich dieser Falldrucktank 38 um etwa 10 m
aufwärts über den Reaktorkern 10 hinaus, so daß Wasser
unter einer Druckhöhendifferenz (einem Staudruck) auf noch
näher zu beschreibende Weise eingespritzt werden kann;
dieser Tank übernimmt außerdem die Rolle des vorher in
Verbindung mit Fig. 4 beschriebenen Nachfüllwassertanks
30 (für Brennstofferneuerungszwecke).
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Während bei der ersten bevorzugten Ausführungsform die
mit dem Überdruckventil 24 versehene Leitung 25 im Raum
innerhalb des Aufnahmebehälters mündet, durchsetzt bei
dieser zweiten bevorzugten Ausführungsform eine mit einem
Überdruckventil 24 versehene Rohr-Leitung 25 die Betonwand
39, und sie verläuft in den Falldrucktank 38 und mündet in
diesem.
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Während weiterhin bei der ersten bevorzugten
Ausführungsform gemäß Fig. 1, weil dabei der Dampfgenerator 2
vom Vertikaltyp ist, die Kreislaufdichtung 17 zwischen der
Auslaßdüse 1a des Reaktorgefäßes 1 und der Einlaßdüse 2a
des Dampfgenerators gebildet und das Entlüftungsventil 26
im Verschluß 1c des Reaktorgefäßes 1 vorgesehen ist, um
nichtkondensierbare Gase daran zu hindern, das
Wärmeübertragungsrohr 8 zu erreichen, ist bei der zweiten
bevorzugten Ausführungsform deshalb, weil ein Dampfgenerator
40 in waagerechter Lage eingebaut ist, anstelle der
Kreislaufdichtung 17 eine Rohr-Leitung (Entlüftungsrohr) 42
mit einem Gasablaßventil 41 an eine Einlaßkammer an der
Heißzweigseite in der Wasserkammer 40a angeschlossen.
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Weiterhin ist ein Ventil 31 zu einer Leitung 32 für
einen Kondensattank 30 hinzugefügt, während eine
turbinengetriebene Sicherheits-Wasserspeisepumpe 43 und eine
motorgetriebene Sicherheits-Wasserspeisepumpe 44 für
Sicherheitszwecke (oder zur Unterstützung) vorgesehen sind.
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Im folgenden ist eine Arbeitsweise des
Not-Kernkühlsystems gemäß der zweiten bevorzugten Ausführungsform bei
einem Unfall in Form eines Kühlmittelverlustes beschrieben.
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In einer frühen Periode eines Unfalls erreicht der
Druck im Primärkühlsystem einen hohen Druck - mittleren
Druck, wobei zum Einspritzen von Wasser zum Kühlen des
Reaktorkerns zu diesem Zeitpunkt der Druck im
Primärkühlsystem bevorzugt schnell gesenkt und ein Speicherwasser
(einspritz)tank 12 benutzt werden sollte. Wenn ein
Druckabfall im Primärkühlsystem durch eine Druckmeßeinheit in
einer frühen Phase eines Unfalls detektiert oder gemessen
und ein erstes Signal von einer Steuereinheit abgegeben
wird, um frühzeitig den Druck im Primärkühlsystem unter
einen Arbeitsdruck (bei der dargestellten Ausführungsform
etwa 50 kg/cm²) für den Speicherwassertank (zweite
Wasserquelle) 12 zu senken, wird (zu diesem Zweck) ein
Überdruckventil 24 eines Druckerzeugers 4 geöffnet, wobei der
Dampf in den Falldrucktank 38 und nicht in den Raum
innerhalb des Aufnahmebehälters 16 entlassen wird. Auf diese
Weise wird der im Primärkühlsystem herrschende Druck unter
den Arbeitsdruck für den Speicherwassertank 12 gesenkt,
so daß Speicherwasser (angesammeltes Wasser) in das
Reaktorgefäß 1 ausgetragen und damit der Reaktorkern 10 gekühlt
wird.
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In einer mittleren Periode eines Unfalls wird der im
Primärkühlsystem herrschende Druck auf einem mittleren
Druckwert bis niedrigen Druckwert gehalten; zu diesem
Zeitpunkt ist für das Einspritzen oder Einführen von
Wasser zum Kühlen des Reaktorkerns eine erhebliche Menge an
Wasser erforderlich. Da bei Verwendung eines
Speicherwassertanks die Anlage zu groß werden würde, wird ein
Falldrucktank 38 eines großen Fassungsvermögens benutzt. Wenn
somit die Druckmeßeinheit einen weiter niedrigen (gesenkten)
Druck mißt und die Steuereinheit ein zweites Signal
abgibt, wird ein Ventil 46 in einer mit der Kaltzweigleitung
7 und dem Falldrucktank 38 kommunizierenden Leitung 45
geöffnet, so daß Wasser aus dem Falldrucktank 38 unter
einer Druckhöhendifferenz in das Reaktorgefäß 1 eingespritzt
und damit der Reaktorkern 10 gekühlt wird. In dieser Stufe
des Prozesses sind im Primärkühlkreis 6 zumindest die Heiß
zweigleitung 5 und die Kaltzweigleitung 7 durch das im
Speicherwassertank 12 und im Falldrucktank 38 enthaltene
Wasser überflutet.
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Auf diese Weise wird bei einem Kühlmittelverlust Not-
Kernkühlwasser in das Primärkühlsystem eingespritzt,
wobei das eingespritzte Wasser innerhalb des
Reaktorgefäßes wirksam und schnell zugespeist und aufgespeichert
werden kann.
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Wenn sich andererseits nach langfristiger Abkühlung
der Druck im Primärkühlsystem und der Druck im
Aufnahmebehälter einander nahezu angeglichen haben, wird das den
Reaktorkern überflutende Wasser durch natürliche
Zirkulation zur Strömung durch den Dampfgenerator 40 gebracht,
so daß dadurch die Zerfallswärme im Reaktorkern 10
abgeführt wird. Zu diesem Zweck wird nach der Drucksenkung
an der Sekundärseite des Dampfgenerators durch Öffnen
eines Überdruckventils 35 ein Ventil 31 in einer an einen
Kondensattank 30 angeschlossenen Leitung 32 geöffnet,
so daß Wasser vom Kondensattank 30 unter einer
Druckhöhendifferenz zu einem Sekundärseiten-Wasserspeiserohr 28
gefördert wird.
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Zum Zeitpunkt dieses Zustands wird das Innere des
Aufnahmebehälters 16 bis zu einem Füllstand über zumindest
der Heißzweig- und der Kaltzweigleitung 5 bzw. 7 des
Primärkühlkreises 6 mit Wasser gefüllt, wobei auch die
Bruchstelle 9, die den Kühlmittelverlust (als Unfall) verursacht
hat, mit Wasser überflutet wird. Infolgedessen wird wie
bei der ersten bevorzugten Ausführungsform die im
Reaktorkern 10 erzeugte Zerfallswärme durch natürliche Zirkulation
von Wasser im Reaktorkern 10, Wasser im Aufnahmebehälter
16 und Wasser im intakten Primärkühlkreis 6 zum
Dampfgenerator 40 abgeführt. Im Dampfgenerator 40 erfolgt
dabei ein Wärmeaustausch über die Wärmeübertragungsrohre 8
mit aus dem Kondensattank 30 in die Sekundärseite
eingespritztem oder eingeführtem Wasser, wodurch das Wasser
zum Sieden gebracht wird; der Dampf wird über ein
Überdruck- oder Ablaßventil 35 zur Atmosphäre entlassen, so
daß auf diese Weise die Zerfallswärme abgeführt wird. Da
zum Zeitpunkt dieser natürlichen Zirkulation die
Bruchstelle 9 mit Wasser überflutet ist, können
nichtkondensierbare Gase nicht in die Bruchstelle eintreten. Auch
wenn im Kühlmittel innerhalb des intakten Primärkühlkreises
6 nichtkondensierbare Gase enthalten sind, werden diese,
weil das Entlüftungsventil 41 der Leitung 42 an der Heiß
zweigseite der Wasserkammer 40a des Dampfgenerators 40
geöffnet ist, nicht eingeschlossen, sondern in den
Innenraum des Aufnahmebehälters abgeführt, so daß sie in keinem
Fall die natürliche Zirkulation verhindern.
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Wie oben im einzelnen beschrieben, ist es
erfindungsmäß deshalb, weil eine Einheit zum Verhindern eines
Gaseinschlusses zwischen einem Reaktorgefäß und einem
Dampfgenerator vorgesehen ist, so daß in einem Reaktorkern
entstehende nichtkondensierbare Gase bei einem
Kühlmittelverlust die natürliche Zirkulation (oder Umwälzung) des
Kühlmittels nicht verhindern können, möglich, eine
natürliche Zirkulation von Kühlmittel in einem
Primärkühlsystem unter Nutzung eines Dampfgenerators herbeizuführen;
demzufolge besteht keine Notwendigkeit für die Verwendung
eines herkömmlichen Sicherheitssystems ("aktives
Sicherheitssystem"), das hauptsächlich aus dynamischen Geräten, wie
einer Niederdruck- und einer Hochdruck-Einspritzpumpe
besteht, die eine externe Energiequelle, z.B. eine
Wechselstromversorgung o.dgl. benötigen, so daß demzufolge die
Betriebsvorgänge einfach durchführbar sind und die
Zuverlässigkeit des Sicherheitssystems hoch ist.
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Da weiterhin bei der zweiten bevorzugten
Ausführungsform eine Rohr-Leitung, die ein Überdruck- oder
Ablaßventil aufweist und am einen Ende mit einem Druckerzeuger
verbunden ist, an ihrem anderen Ende in einen
Falldrucktank mündet, kann bei einem Unfall der Innenraum eines
Aufnahmebehälters im Druck gesenkt werden, ohne daß ein
Aufnahmebehälter-Sprühsystem nach dem Stand der Technik
mit einer entsprechenden Sprühpumpe, die ein dynamisches
Gerät darstellt, verwendet zu werden braucht; hierdurch
wird ein erheblicher Beitrag zur Verbesserung der
Zuverlässigkeit eines Sicherheitssystems geleistet.
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Da zahlreise konstruktive Änderungen und Abwandlungen
der vorstehend beschriebenen Struktur möglich sind, ohne
daß von dem in den Ansprüchen definierten Rahmen der
vorliegenden Erfindung abgewichen wird, sollen alle in obiger
Beschreibung beschriebenen und in den beigefügten
Zeichnungen dargestellten Einzelheiten lediglich in einem
beispielhalft erläuternden und nicht begrenzenden Sinn verstanden
werden.