DE1589770B2

DE1589770B2 - Kernkraftwerk mit einem wassergekuehltem kernreaktor

Info

Publication number: DE1589770B2
Application number: DE19671589770
Authority: DE
Inventors: Hans Dipl.-Ing. Brüssel Maurer
Original assignee: European Atomic Energy Community Euratom
Current assignee: European Atomic Energy Community Euratom
Priority date: 1967-12-27
Filing date: 1967-12-27
Publication date: 1976-02-05
Also published as: DE1589770A1; FR1594042A; BE723977A; NL6816547A; LU57489A1

Description

Die Erfindung betrifft eine Kernkraftwerk mit einem wassergekühlten Kernreaktor in einem Druckbehälter, mit einem zumindest den Druckbehälter umschließenden Niederdruckgehäuse sowie einem in diesem angeordneten Wassergefäß zum Druckabbau, das tief unter der Wasseroberfläche mindestens einen stets offenen Durchgang zum Inneren des Druckbehälters aufweist, wobei dieser nur durch eine im Druckbehälter über dem Durchgang stehende Wassersäule bei Normalbetrieb abgedichtet ist.

Ein solches Kernkraftwerk ist beispielsweise in der US-PS 32 87 22t beschrieben. Steigt im Anschluß an einen Unfall der Druck im Druckbehälter so weit, daß die Wassersäule, die über dem Durchgang steht, bis auf die Höhe des Durchgangs heruntergedrückt wird, dann schlägt die im Druckbehälter herrschende Atmosphäre, also Wasserdampf, in das Wassergefäß durch und kühlt während des Aufsteigens im Gefäß so weit ab, daß der Wasserdampf kondensiert. Hierzu ist es also wichtig, daß der Dampf möglichst tief in das Gefäß eingeleitet wird, wozu ein entsprechend großer Überdruck nötig ist. Damit ist das erwähnte Druckabbausystem nur zur Unterdrückung von Druckspitzen geeignet, nicht aber zum völligen Abbau des Drucks bis auf Atmosphärendruck.

Letzteres wird andererseits gemäß der GB-PS 9 72 901 erreicht, indem man den Dampf knapp unter die Wasseroberfläche einleitet und eine gewisse Radioaktivität in dem Niederdruckgehäuse für zulässig erachtet. Die dann notwendigen Maßnahmen zur Abdichtung des Niederdruckgehäuses und das Risiko, daß sich dabei in diesem Gehäuse ein Druck aufbaut, dem das Gehäuse nicht gewachsen ist. lassen diese Lösung allerdings nicht als empfehlenswert erscheinen. Zudem steigt bei einem Unfall die Temperatur des Wassers in der Umgebung des Durchgangs sehr schnell an, wodurch noch lange nach dem Unfall radioaktiver Dampf von der Wasseroberfläche aufsteigt.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Kernkraftwerk mit einem wassergekühlten Kernreaktor zu schaffen und so auszubilden, daß die Menge des Wassers zum Kühlen und Kondensieren des Dampfes

verwendet werden kann, so daß das Überhitzen eines entsprechenden Bereiches an der Wasseroberfläche vermieden wird.

Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten ¹ Kernkraftwerk erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß mindestens ein weiterer Durchgang vom Wassergefäß zum Druckbehälter knapp unter der Wasseroberfläche angeordnet ist und daß Mittel zum fernbetätigten

Öffnen des weiteren Durchgangs vorgesehen sind.

Da für den Abbau des Restdrucks keine besondere Eile vonnöten ist, können nach einer weiteren Ausbildung der Erfindung die weiteren Durchgänge als Rohre mit einem wesentlich geringeren Öffnungsquerschnitt ausgebildet werden, als ihn der erste, untenliegende Durchgang aufweist, der den ersten Druckstoß abfangen muß. In Weiterausbildung der Erfindung können mehrere weitere Durchgänge in verschiedenen Höhen vorgesehen sein, die nacheinander beginnend vom untersten Durchgang geöffnet werden, gemäß einem Zeitplan der von Dampfdruck und -temperatur im Druckbehälter abhängt.

Die mit der Erfindung erzielten Vorteile bestehen insbesondere darin, daß der Druck auf atmosphärischen Druck gebracht werden kann, während vermieden wird, daß der radioaktive Dampf den Druckbehälter bei geringem Druck erreicht. Darüber hinaus ist auch das erfindungsgemäße Druckabbausystem von besonderem Vorteil bei Druckwasserreaktoren in Verbindung mit einem Druckbehälter aus Stahl, weil damit der Reaktor und die bei einem Druckwasserreaktor sehr voluminösen Aggregate des Primärkreises in einem einzigen Druckbehälter angeordnet werden können, dessen Auslegungsdruck verhältnismäßig niedrig ist.

Die Erfindung wird nachfolgend anhand eines Ausführungsbeispiels mit Hilfe der einzigen Figur näher erläutert, die schematisch ein Kernkraftwerk gemäß der Erfindung zeigt. Dabei soll auf die Beschreibung und zeichnerische Darstellung von für die Erfindung unwesentlichen Elementen des Kraftwerks verzichtet werden.

Der Reaktorkern befindet sich in einer Druckschale 1 durch die nicht dargestellte Heißdampf- und Speisewasser-Rohre sowie Führungsrohre für Regelstäbe dringen. Der Reaktor kann als Siedewasser-Reaktor, als Druckwasser- oder Heißdampfreaktor ausgebildet sein.

Entscheidendes Merkmal für das vorliegende Problem ist, daß die Druckschale bei einem Reaktorunfall eine große Menge von Wasserdampf freigibt.

Die Druckschale ist zusammen mit anderen Elementen wie z. B. Brennelementabklingbecken, Wärmetauscher und Pumpen in einem Druckbehälter 2 dicht eingeschlossen, der beispielsweise für 2,5 ata ausgelegt ist, während das dem Druckbehälter benachbarte Gebäude 3 nur als Niederdruckgehäuse für Atmosphärendruck ausgelegt ist. In diesem Gebäude befindet sich beispielsweise das Brennelementlagerbecken.

Das an sich bekannte System zum Abbau von Überdrücken im Druckbehälter besteht aus einem Wassergefäß 4 (das eventuell auch als Lagerbecken für Brennelemente 5 dienen kann), in welchem beispielsweise bis zu einer Höhe von 15 m über dem Gefäßboden Wasser steht. Ein Teil der Gefäßwand bildet die Wand zwischen dem Niederdruckgehäuse 3 und dem Druckbehälter 2. In diesem ""eil befindet sich am Gefäßgrund

ein Durchgang 7 von beispielsweise 3 m lichter Weite. Im Druckbehälter 2 selbst ist um diesen Durchgang herum eine mindestens über die Höhe der zu erwartenden Wassersäule reichende Scheidewand 6 angebracht, die die im Druckbehälter 2 oberhalb des Durchgangs 7 befindliche Wassersäule begrenzt.

Zusätzlich zu diesem an sich bekannten Druckabbausystem sind in der Wand zwischen dem Druckbehälter 2 und dem Niederdruckgehäuse 3 weitere Durchgänge 8 und 9 vorgesehen, die normalerweise von fernbetätigten Ventilen 10 und 11 geschlossen gehalten werden. Bei einem Reaktorunfall sinkt also zuerst die Wassersäule innerhalb der Scheidewand 6 mit steigendem Dampfdruck nach unten bis der Durchgang 7 erreicht ist, so daß der Dampf auf die Niederdruckseite durchschlägt. Durch ein Gitter 12 wird der Dampf und eventuell mitgeführte Luftblasen in kleine Bläschen zerschlagen, wodurch der Kühl- und Kondensationseffekt beim Aufsteigen der Bläschen in dem Wassergefäß 4 erhöht wird. An der Oberfläche treten nur noch nicht kondensierbare Gase wie z. B. Edelgas aus, deren Volumen so unbedeutend ist, daß der Druck dadurch im Niederdruckgehäuse 3 nicht beeinflußt wird.

Sobald der Druck im Niederdruckgehäuse 3 soweit abgesunken ist, daß die Wassersäule den Durchgang 7 wieder versperrt (beispielsweise auf 2 ata), stabilisiert sich das System und man kann durch nicht dargestellte, an sich bekannte Maßnahmen, wie z. B. Sprühdüsen die Temperatur im Druckbehälter 2 zu senken versuchen. Man könnte jedoch durchaus auch den natürlichen Abfall der Temperatur verfolgen; jedenfalls wird der unterste der erfindungsgemäßen weiteren Durchgänge 8 geöffnet, sobald eine solche Temperatur im Druckbehälter 2 erreicht ist, daß auch die geringere Höhendifferenz zwischen dem Durchgang 8 und der Wasseroberfläche zu einer sicheren Kondensation der Dampfteile führt.

Im selben Sinn öffnet man schließlich die darüberliegenden und den höchstliegenden Durchgang 9 und kann somit den Druck völlig abbauen, ohne daß Dampf in das Niederdruckgehäuse 3 entweicht.

Der gleiche Effekt kann auch erzielt werden durch größere Ausbildung des Durchgangs vom Wassergefäß zum Druckbehälter und durch Anordnung eines Schleusentores vor diesem Durchgang.

Dieses Schleusentor ist in normalem Betrieb bis auf die zum ersten Überströmen des Dampfes notwendige Restöffnung geschlossen und kann nach dem ersten Druckstoß nach und nach entsprechend dem Restinnendruck im Druckbehälter zum weiteren Druckabbau geöffnet werden.

Selbstverständlich sind die erfindungsgemäßen zusätzlichen Durchgänge auch in anderen, als dem beschriebenen bekannten Druckabbausystem anwendbar, wie z.B. bei toroidförmig die Druckschale umgebendem Wassergefäß, in das über den Umfang verteilt zahlreiche im Sinne obigen Durchgangs 7 wirkende Rohre tief eintauchen. Die zusätzlichen Durchgänge wären in diesem Fall zusätzliche Rohre, die in das Gefäß weniger tief eintauchen.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

1. Kernkraftwerk mit einem wassergekühlten Kernreaktor in einem Druckbehälter, mit einem zumindest den Druckbehälter umschließenden Niederdruckgehäuse sowie einem in diesem angeordneten Wassergefäß zum Druckabbau, das tief unter der Wasseroberfläche mindestens einen stets offenen Durchgang zum Inneren des Druckbehälters aufweist, wobei dieser nur durch eine im Druckbehälter über dem Durchgang stehende Wassersäule bei Normalbetrieb abgedichtet ist, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein weiterer Durchgang (8, 9) vom Wassergefäß (4) zum Druckbehälter (2) knapp unter der Wasseroberfläche angeordnet ist und daß Mittel (10, II) zum fernbetätigten Öffnen des weiteren Durchgangs (8, 9) vorgesehen sind.

2. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die weiteren Durchgänge (8, 9) einen wesentlich geringeren Öffnungsquerschnitt aufweisen als der erste.

3. Kernkraftwerk nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere weitere Durchgänge (8, 9) in verschiedenen Höhen vorgesehen sind.