DE1915371C3

DE1915371C3 - Kernkraftanlage

Info

Publication number: DE1915371C3
Application number: DE1915371A
Authority: DE
Inventors: Per Gustaf Isberg; Christen Willemoes Pind; Cnut Herbert Sundquist
Original assignee: Allmanna Svenska Elektriska AB
Current assignee: ABB Norden Holding AB
Priority date: 1968-03-28
Filing date: 1969-03-26
Publication date: 1974-02-21
Also published as: DE1915371B2; US3712851A; FI50190C; DE1915371A1; FI50190B; SE316847B; CH492276A; GB1253136A; FR2004986A1

Description

Die" Erfindung betrifft eine Kernkraftanlage mit

mindestens einem Kernreaktor mit einem Reaktordruckgefäß, einem Primärsystem, das mindestens einen Strömungskrejs enthält, der am Druckgefäß an-

ao geschlossen ist und ein· Kühlmittel für den Reaktor enthält, einem primären, eine Mante'ffäche aufweisenden Sicherheitsbehälter, der den Reaktor und wenigstens einen Teil des Primärsystems umgibt, und einem sekundären Sicherheitsbehälter, der bei einer

as bei einem Unfall eintretenden Zerstörung des primären Sicherheitsbehälters den innerhalb dieses Behälters entwickelten gasförmigen Produkten ein vielfach größeres geschlossenes Ausweichvolumen bietet, wobei der primäre Sicherheitsbehälter von dem sckun-

dären Sicherheitsbehälter umgeben ist. Eine solche Kernkraftanlage ist im wesentlichen beispielsweise aus der USA.-Patentschrift 3 168 445 bekannt.

Unter einer Kernkraftanlage ist hier folgende Ausrüstung zu verstehen:

1. Ein oder mehrere Kernreaktoren, die jeweils ein Druckgefäß, Reaktorgefäß genannt, mit angeschlossenen Rohrsystemen enthalten, die wie das Reaktorgefäß bei Betrieb mit einem Kühl-

mittel — vorzugsweise Wasser oder Dampf oder

bcidem — gefüllt sind. Der Kernreaktor enthält weiter Kernbrennstoff, bestehend aus Uran, Thorium oder Plutonium in Form von Metallen oder Verbindungen mit Sauerstoff, Kohle oder

anderen geeigneten Grundstoffen. Der Kernbrennstoff ist in Form von vorzugsweise stabförmigen Körpern angeordnet, die vorteilhaft mit einer Metallkapselung versehen und von dem obengenannten Kühlmittel umgeben sind. Die

eingekapseilen Brennstoffstäbe liegen parallel

zueinander im Reaktorkern und geben bei Betneb Wärme an das Kühlmittel ab.

2. Ein Primärsystem mit einem Reaktordruckgefäß und mit daran angeschlossenen Rohrsystemen,

die das Kühlmittel des Reaktors enthalten. Das

Primärs\ stern kann einen oder mehrere Wärmeaustauscher für die Übertragung von Wärmeenergie /u einem sekundären Wärmeübertragungssystem oder einen oder mehrere Turbo-

generatoren mit Antriebsturbinen mit dazugehörenden Kondensatoren oder beide umfassen.

3. Die für den Betrieb des Kernreaktors, der Turbinen und der Wärmeaustauscher erforderliche Ausrüstung.

4. Eine oder mehrere Baukonstruktionen, worin sich der Kernreaktor, die Turbinen, die Wärmeaustauscher und die für den Betrieb derselben erforderliche Ausrüstung befinden.

In Kernreaktoren werden bei Betrieb große Mengen radioaktiver Stoffe erzeugt, die eine für lebende Organismen schädliche Strahlung abgeben. Diese radioaktiven Stoffe, die sich hauptsächlich im Kernbrennstoff bilden, werden hier Spaltprodukte genannt. Normalerweise werden diese von der Kapselung der Brennstoffeinheiten daran gehindert, die Einheiten zu verlassen, können aber bei gewissen Fehlern und Unfällen entweichen und sich dann auch weiter ausbreiten. Zweck der Erfindung ist, den Schutz so zu verbessern, daß eine solche Ausbreitung bei den im folgenden beschriebenen Fehlern und Unfällen in der Anlage nicht vorkommen kann.

Wenn in der Kapselung einer Brennstoffeinheit oder mehrerer Brennstoffeinheiten Löcher entstehen, entweichen flüchtige Spaltprodukt und vermischen sich mit dem umgebenden Kühlmittel. Hierbei handelt es sich hauptsächlich um Stoffe wie Edelgase, Halogene und Alkalimetalle. Bei den meisten Arten von Kernreaktoren verbleiben die Spaltproduktc zum größten Teil im Kühlmittel und erreichen dort eine Konzentralion, die von der Größe der Ausströmung aus den Löchern in den Brennstoffeinheiten, der Zcrfallgeschwindigkcit der Spaltprodukt sowie der Größe und Leistungsfähigkeit der Rcinigungssysteme des Kühlmittels bestimmt wird. Eine Weiterbeförderung des Spaltprodukles in die nächste Umgebung des Reaktors geschieht jedoch erst durch Leckage im Prmiärsv stern.

In sogenannten F.inkreis-Sicdcwasser-Reaklorvn, bei denen das Kühlmittel aus Wasser besteht, das an den Brennstoffelementen kocht, und der Dampf in einem oder mehreren zu Turbinen gehörigen Kondensatoren oder in anderen Wärmeaustauschern kondensiert wird, werden die Edelgase aus dem Reaktor ausgetrieben, während im allgemeinen die übrigen aus Brennstoffelementen entwichenen Spaltprodukte zum größten Teil in der Wasserphase des Kühlmittels im Kernreaktor verbleiben. Die zu den Kondensatoren entwichenen I delgase des Einkrcis-Sicdewasser-Reaktors werden nach längerem oder kürzerem Abklingen ihrer Aktivität in einem Abgassv stern in die Umgebung der Anlage herausgelassen. Wenn die Verzögerungszeit lang gemacht wird, um bei einer gegebenen Leckage aus dem Brennstoff die Abgabe in die Umgebung niedrig zu halten bzw. um bei einer gegebenen zulässigen Abgabe eine größtmögliche Leckage zuzulassen, kann die Radioaktivität in dem aufhaltenden Teil des Abgassystems einen hohen Wert erreichen. Dieser Teil muß sehr sorgfällig gegen Strahlung abgeschirmt werden, bei Fehlern im Aliting Mom können große Mengen radioaktiver Abgase aus diesem Teil entweichen.

Spaltprodukt können auch bei Unfällen in der Anlage \om Reaktor freigesetzt werden. Beispiele für derartige Unfälle sind:

1. Schäden bei vielen in Betrieb befindlichen Brennstoffelementen gleichzeitig oder beim Brennsiotfwechsel. verursacht durch einen sogenannten Reaktiv itälsunfall im Reaktor.

2. 1 in Bruch im Pnniärsvstem des Reaktors, der teils zur Folge haben kann, daß Spaltprodukte, die schon früher bei normalem Betrieb in das Kühlmittel herausgeleckt sind, den Kernreaktor verlassen, teils auch, daß Spaltprodukte, die sich beim Eintreffen des Bruches noch im Brennstoff befanden, herauskommen, falls dieser Brennstoff infolge des Unfalls mechanisch oder durch Überhitzung beschädigt werden sollte.

Um die Auswirkungen derartiger Unfälle zu verringern. ist ein Kernreaktor und dessen Primärsystem oder Teile desselben daher meistens in einem dichten sogenannten Sicherheitsbehälter, hier der primäre Sicherheitsbehälter der Anlage genannt, eingeschlossen. In den Fällen, in denen das Primärsystem tcil-

«o weise außerhalb des primären Sicherheitsbehälters liegt, sind die Rohrleitungen bei den Durchführungen mit einem sogenannten Isolicrvcnlil oder mit mehreren Isolicrvcntilen versehen. Diese werden automatisch geschlossen, wenn ein Unfall in der Anlage signalisiert wild, soweit sie nicht dem Reaktor und dem Sicherheitsbehälter oder beiden Kühlmittel zuführen. Der primäre Sicherheitsbehälter, dessen Eigendichtigkeit und die seiner Isolierventile geprüft sind, ist somit dicht gegen das Hcrausleckcn der Spaltproduktc, die bei dem Unfall vom Reaktor freigesetzt worden sein können.

Der primäre Sicherheitsbehälter wird oft mit einem Kondensalionssystcm — vielfach »pressure suppression system« genannt — versehen in dem der

^a5 Dampf kondensiert wird, der vom Kernreaktor unmittelbar nach einem Bruch im Primärsystem frei geworden ist. Dieses macht es möglich, für einen gegebenen Kernreaktor einen kleineren Primärsichcrheilsbehältcr bei einem gegebenen Auslegungsdruck für den Behälter zu verwenden bzw. einen niedrigeren Auslegungsdruck bei gegebenem Volumen de* Primärsichcrheitsbeliälters. Das Kondensationssystem kann beispielsweise Wasser, Eis, Steine odei Kugeln als Kondcnsationsmittcl enthalten.

Der primäre Sicherheitsbehälter ist weiter vielfacli mit einem Einspritzsystem versehen, das den Dampl kondensiert, der noch im Behälter ist oder nach dei ersten Kondensation in den Behälter noch herauskommt. Das Einspritzsystem spritzt Wasser durcli das Gasvolumen des primären Sicherheitsbehälter¹' und leitet das Wasser durch cm äußeres System mi' Pumpen und Wärmeaustauschern, mit di.'ren Hilfe die bei Unfällen in den Primäisicherhcitsbehältcr gc langte Wärmeenergie und die Energie, die nach den

Unfall weiterhin vom Reaktor in den Behälter pe langt, zu einer äußeren Wärmesenke abgeleitet witd Wenn die Wärmeleistung, die nach dem Unfall in primären Sicherheitsbehälter herauskommt, gröRei ist als die Kühlleistung des Einspritzsystcms. arbeite!

das Kondensationss\stern weiterhin parallel /u den Einspritzsvstcm. Dies ist besonders dann der I all wenn zu der Nachleistung des Reaktors, die vor Spaltprodukten im Kernbrennstoff erzeugt wird, ι Iu mische Reaktionsenergic \on einer Reaktion /\\i sehen Kapsclungsmetall und Dampf im Kcrnaakini dazukommt.

Ein Bruch im Primärsystem im Innern des prmi.i ren Sicherheitsbehälters wird hier innerer Bruch um ein Bruch im Primärsyslem außerhalb des primärer

Sicherheitsbehälters äußerer Bruch genannt. Bei au ßerem Bruch gelangt so viel Kühlmittel des Kernre.,1 tors in die Umgebung des primären Sichcrheitsheh.il ters. wie durch die Bruchstelle herausströmen kann ehe sich die lsolienentile geschlossen haben. Nai Ii

einem inneren Bruch besteht während einiger /en ein (Mierdruck in dem primären Sicherheitsbehälter, wobei ein gewisses Entweichen von SpalipioduU η dutch Leckage in den Wänder des primären SilIki

heitsbehälters und in den dichtenden Organen der Isolierventile erfolgen kann. Nach einem Reaktivitätsunfall kann der noch vorhandene Druck des Reaktors Spaltprodukte aus dem primären Sicherheitsbehälter durch die dichtenden Organe der Isoliervenlile herauspressen.

Bei der eingangs erwähnten Kernkraftanlage (USA.-Patentschrift 3 168 445) stellen der innere und äußere Sicherheitsbehälter unabhängig voneinander errichtete Hüllen dar. Soll der innere Sicherheitsbehalter bei einem inneren Bruch den Druckgas- und Stoßkräften standhallen, so muß er mit einer entsprechend hohen Festigkeit errichtet werden. Der äußere Sicherheitsbehälter besteht aus einer Stahlmantelkonstruktion, die zylinderförmig um den inneren Sicher- «5 heitsbehäller herumgebaut ist.

Aus den Entgegenhaltungen »Energie Nucleaire«, 1959, S. 31, und dem »ASEA-Journal«, 1964, S. 69, ist eine Reaktoranlage bekannt, bei der das gesamte Reaktorgehäuse mit Ausnahme der Turbinenhalle in ao einer Fclsenkammer errichtet ist. Das eigentliche Druckgefäß befindet sich in einem Raum des Reaktorgebäudes, der im Verhältnis zu dem Gesamtvolumen des Reaktorgebäudes, in dem alle Hilfseinrichtungen untergebracht sind, relativ klein ist. Das Reaktorgebäude steht mit der Turbinenhalle über ein mehrstöckiges, in den Felsen hineinlaufendes Gebäudeteil in Verbindung. Bei dieser bekannten Anlage ist nur ein einziger Sicherheitsbehälter, nämlich die Fclsenkammer, vorhanden. Das den Reaktorkern umgebende Reaktorgebäude kann die Funktion eines primären Sicherheitsbehäitcrs nicht ausüben. Es ist um Zehnerpotenzen größer als das eigentliche Druckgefäß. Dagegen ist das Volumen der Felsenkammer nicht um ein Vielfaches größer als das Volumen des Reaktorgebäudes. Das erforderliche große Ausweichvolumen innerhalb des äußeren Sicherheitsbehälters gegenüber dem Volumen des inneren Sicherheitsbehälters wäre' also nicht vorhanden, selbst wenn man den schwierigen Versuch machen wollte, ein so großes und komplexes Gebäude so stark und dicht auszuführen, daß es die Funktion eines inneren Sicherheitsbehälters ausüben könnte.

Aus der deutschen Auslegcsehrift 1 046 790 ist ein Reaktordruckgefäß bekannt, das in eine allseitig umgebcnc Felsenkammer eingepaßt ist, wobei die Fuge zwischen dem Metallmantel des Druckgefäßes und der Felsenwand entweder durch Zement oder durch Flüssigkeit bündig ausgefüllt ist. Dadurch, daß der Metallmantel des Druckgefäßes bündig allseitig an die Felscnwand angelegt ist, werden die Druckkräfte von der Felsenwand aufgenommen, so daß der Stahlrnanlci des Druckgefäßes relativ dünnwandig ausgeführt werden kann. Ein das Druckgefäß umgebender Sicherheitsbehälter, der erst dann Druckkräften ausgesetzt ist, wenn die eigentliche Druckgefäßwand bricht, ist bei dieser bekannten Anordnung nicht vorhanden. Die Felsenwand ist kein Sicherheitsbehälter, sondern sie stellt unmittelbar die betriebsmäßig ständig belastete Wand des Druckgefäßes dar, die lediglich durch einen Stahlmantel ausgekleidet ist.

Der vorliegenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Kernkraftanlage der eingangs erwähnten Art derart zu entwickeln, daß eine Zerstörung des inneren Sicherheitsbehälters durch die bei einem inneren Bruch auftretenden Gasdruck- und Stoßkräfte vermieden wird, ohne daß der innere Sicherheitsbehälter zu diesem Zweck in einer ungewöhnlich starken Konstruktion ausgeführt zu werden braucht.

Diese Aufgabe wird bei der eingangs genannten Kernkraftanlage dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß der sekundäre Sicherheitsbehälter in an sich bekannter Weise aus einem Bergraum besteht und daß der primäre Sicherheitsbehälter derart von der Bergwand abgestützt ist, daß in ebenfalls an sich bekannter Weise die ganze Mantelfläche in druckübertragender Verbindung mit der Bergwand steht.

Eine bevorzugte Ausführungsform der Kernkraftanlage nach der Erfindung, bei der das Primärsystem wenigstens einen Wärmeaustauscher enthält (z.B. einen Kondensator für eine Hauptturbine), der außerhalb des primären Sicherhcitsbehälters angeordnet ist, ist dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraum den primären Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher bildet.

Durch die Erfindung wird eine Kernkraftanlage geschaffen, die in außergewöhnlich dicht bevölkerten Gegenden liegen kann, ohne daß die Gefahr einer unzulässig großen radioaktiven Abgabe bei einem Unfall besteht. Bei der Erfindung ist erstmals ein Bergraum als sekundärer Sicherheilsbehälter verwendet. Der Bergraum dient nicht nur zum Auffangen des Gasdruckes, sondern auch zur Aufnahme der Stoßkräfte bei Unfällen. Die Stoßkräfte brauchen nicht von dem primären Sicherheitsbehälter aufgenommen zu werden, sondern sie werden über diesen auf die kräftigen Wände der Felsenkammer geleitet. Da die Fclsenkammer lediglich als sekundärer Sicherheitsbehälter dient, brauchen an seine Dichtigkeit nicht so hohe Anforderungen gestellt zu werden wie bei der obenerwähnten Kernkraftanlage aus dem »ASEA-Journal«, 1964, S. 69. Es ist besonders vorteilhaft, den Berg durch Injektionen, z.B. mit Zementmörtel oder einer Aufschlämmung von feinkörnigem Lehm zu dichten. Man kann dadurch unter normalen Verhältnissen das Eindringen von Grundwasser in den Bergraum und das Entweichen von Spaltproduktcn aus dem Bergraum nach einem Reaktorunfall beinahe vollkommen verhindern. Außerdem wird die Festigkeil des Berges verstärkt. Die Anforderungen an die Dichtigkeit der Schleusen in den Zufuhrwegen und der Ventile im Ventilationssystem sind, wenn es sich um sekundäre Sicherheitsbehälter handelt, auch von erheblich geringerer Größenordnung als bei primären Sicherheitsbehältern.

Bei einem äußeren Bruch erfolgt keine unmittelbare Abgabe in die Umgbeung der Anlage. Statt dessen steigt der Druck im Bergraum bis zu einem cewissen Niveau, und die Bergabdeckung muß selbstverständlich so bemessen werden, daß der Berg auf Grund dieses Druckes nicht gehoben wird. Dadurch, daß keine Nachleistung in dem sekundären Sicherheitsbehälter erzeugt wird, kann dieser Druck indessen durch Einspritzen von Wasser in das Gasvolumen des Bergraumes schnell gesenkt werden. Diese Einspritzung kann, wie bei dem primären Sicherheitsbehälter, mit Pumpen geschehen, aber auch mit hydrostatischem Druck eines auf einem höheren Niveau als der Bergraum liegenden Bassins oder anderen Wasserbehältern. Diese Einspritzung kann durch Öffnen von Ventilen oder automatisch durch den entstehenden Überdruck gestartet werden. Im letzteren Fall kann der entstehende Druck dazu verwendet werden, einen Saugheber im Einspritzsystem zu über-

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schwemmen, wodurch die Einspritzung gestartet und einem sekundären Sicherheitsbehälter in Form eines aufrechterhalten wird, bis das Bassin geleert ist oder Bergraumes bringt auch andere bisher nicht ausge-

solange dieses gefüllt wird. nutzte Möglichkeiten zur Erhöhung der Sicherheit

Wenn das Einspritzsystem eine Kapazität von eini- der Anlage mit sich.

gen hundert kg/s erhält, kann der Druck in einem 5 Eine davon ist, daß man das Kondensationssystem ungefähr linearen Verlauf von höchstens 10 bis des primären Sicherheitsbchälters in einen separaten 20 Minuten gesenkt werden. Wenn der sekundäre Bergraum verlegen und dessen Überdruck bei Unfall Sicherheitsbehälter beispielsweise eine Leckage von direkt im Berg aufnehmen kann und daß das System H) Normalkubikmclcr pro Sekunde und pro Bar auf ein höheres Niveau als der Reaktorkern verlegt Überdruck (1 bar = 1,01972 kp/cm²) aufweist, io werden kann, was bei Anlagen auf Bodenniveau in kommt damit bei einem Anfangsdruck von 2,5 bar der Praxis schwer durchführbar ist. Das letztere becin Entweichen der Gasmisdiung in die Umgehung deutet, daß der Sicherheitsbehälter bis zu einem Nizustande, das höchstens einige Prozent des Gesamt- vcau über dem Reaktorkern überschwemmt werden volumcns des sekundären Sicherheitsbehälters aus- und damit nach einem inneren Bruch die Kühlung macht. Das Herausleckcn von Spaltprodukten kann 15 des Kerns sichergestellt werden kann, ohne daß vordamit bei einem geringen Bruchteil der Abgabe ver- her das Kondensationssystem überschwemmt und dableiben, der bei einer Unterbringung in normalen mit außer Funktion gesetzt wird. Wie vorher be-Gcbäudcn auf Bodenniveau zustande kommen schrieben, kann eine solche Funktion erforderlich würde. Weiter verringert die Absorption von Spalt- sein, wenn der Kern unzureichend gekühlt ist, vor alprodukten in den Bergspalten die Abgabe in die Um- 20 lern, wenn darin chemische Reaktionen zwischen gebung der Anlage. Eine weitere Senkung der Lek- Kapselungsmetall und Dampf vorgehen,
kage kann durch Verlegen des Bergraumes unter Ein anderer Vorteil mit dem Einschließen des Grundwasserniveau, das man eventuell auf künstli- Reaktors und dessen primären Sicherheitsbchälters chom Wege aufreci·.-. rhalten muß, erreicht werden. in einem sekundären Sichcrheitsbehält> 1 in Form Hierbei bildet das Grundwasser eine dritte Umschlie- *5 eines Bergraumes ist, daß die Reaktionskräfte, die ßung. bei großen Brüchen im Primärsystem entstehen kön-

Dadurch, daß man bei einem Einkreis-Siede- ncn, auf den Berg übertragen werden können und

wasser-Reakior den Kernreaktor und dessen prima- daß die Dichtigkeit des primären Sicherheitsbehälteis

ren Sicherheitsbehälter in einen und die Kondensate»- auch nach schweren Brüchen im Primärsystem, ilt

ren in einen anderen von dem erstcren getrennten 30 ncn dieser Sicherheitsbehälter normalerweise nicht

Bergraum verlegt, kann m^n den Hauptteil des nach Widerstand leisten kann, beibehalten wird. Der

einem äußeren Bruch zum sekundären Sicherheitsbe- Reaktor wird in diesem Fall radial von einem Bcton-

hälter entweichenden Dampfes noch schneller kon- schirm umgeben, der dank einer Ausdehnungsfuge

densicren. Man verbindet dann die beiden Berg- ein gewisses axiales und radiales Spiel im Verhältnis

räume durch ein Kondensationssystem, Vorzugs- 35 zum primären Sicherheitsbehälter hat, der seinerseits

weise mit Eis oder Steinen oder Kugeln als Kondcn- am Berg abgestützt ist. Der Betonschirm kann weiier

-sationsmedium. Als Aufsammelvolumen für das so ausgeführt werden, daß er einen Strahlenschinn

durchströmende, nicht kondensierbare Gas wird in zwischen dem Reaktor und dem Teil des primäre;!

diesem Fall bei äußerem Bruch in dem einen Berg- Sicherheitsbehälters, wo öfters gearbeitet wird, aus

raum der andere Bergraum, und umgekehrt, verwcn- 40 macht. Ferner kann er so ausgeführt werden, daß '

det, so daß ein besonderes Aufsammelvolumen nicht einen druckaufnehmenden, aber nicht dichten Sch;! ·■

erforderlich ist. zwischen dem Reaktor und dem primären Sieb

Nach einem inneren Bruch entsteht, wie zuvor be- heitsbehälter bildet und damit den primären Siclu rschricben, während einer Zeit ein innerer Überdruck heilsbchälter vor Schäden durch Geschoßeinvvirku >.: in dem primären Sicherheitsbehälter, und man kann 45 und hohe Überdrücke während des Einleitungs.t ein gewisses geringes Herauslecken von warmem Gas schnittes nach größeren Brüchen im Primärsysk , oder Dampf oder beidem sowie von Spaltprodukten schützen kann. In einer bevorzugten Ausführiiiv. vermuten. Die zum sekundären Sicherheitsbehälter form hat der Schirm wenigstens im wesentlichen dr. abgeführten Wärmemengen sind indessen klein und Form eines hohlen Zylinders mit axialen Nuten ! ·< können durch mäßiges Einspritzen unschädlich ge- 5° ist besonders vorteilhaft, den Schirm mit radial·, π macht werden. Das Einspritzwasser wird dann even- Öffnungen und wenigstens einem ringförmigen pe rituell über einen Wärmeaustauscher zum Wasservor- pherischcn Kanal auszuführen, der den Aufbau \ π rat /urückgekitet. Damit kann man in diesem Fall Stoßwellen durch Reflexion verhindert,
überdruck in dem sekundären Sicherheitsbehälter Hin weiterer Schutz des primären Sichcrheitsheh. ! \ermeiden. und dadurch, daß dieser keiner Saugwir- 55 tcrs kann durch die Anbringung von deformierixi: r kung vom Wind ausgesetzt ist. kann die Abgabe in Stoßdämpfern über und unter dem Reaktor, wo <.·■■)■. die Umgebung der Anlage sehr niedrig gehalten wer- unmittelbare Stütze gegen den Berg nicht erh.ilur den. Audi in diesem Fall ist keine extreme Dichtig- werden kann, erreicht" werden. Weiter kann das nw'\ keit der Bergraumwände erforderlich. rere tausend Tonnen wiegende Brennstoffbassin .:

Das Spritzen des sekundären Sicherheitsbehälters 60 dem primären Sicherheilsbehälter in solcher W.:-.

k'inn gegebenenfalls aut einen von mehreren zusam- angebracht werden, daß es dazu beiträgt zu verhir.

menhängenden Bergräumen eingeschränkt werden. dem. daß der primäre Sicherheitsbehälter allzu ·-··■ ·.■

Di.-s macht es leichter, die Anlage in solcher Weise Ben axialen Zugbeanspruchungen bei 'guilVier

zu konstruieren, daß die Einspritzpumpen des primä- Tankbrüchen ausgesetzt wird.

ren Sicherheitsbchälters während der in diesem Fall ⁶5 Ej_n weiterer Vorteil der l'nierbriiv'uno eine·

langen Einspritzperiode nicht überschwemmt wer- Kernreaktors und seines primären SicherheiTslxKil·

den. tcrs in einem sekundären Sicherheitsbehälter in I oirr

Die Unterbringung einer Kcrnreaktoranlage in eines Bergraumes ist. daß man eine drucktrageinlf

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7iomlich dichte Umschließung des Reaktors 'Γαόη Fä en eS bei dciien der primäre

Noch

eines Kcrnrc-

zusa.nmenßeführt sind. Die Brennstoffstäbe bestehen aus Urandioxydpcllets in Kapselung von Zircaloy 2

, S ?K=£S£ög

227 146 angegebenen We.se ausgeführt sind Übe

,.„ Teil de» Rcatarimckbchaltcn;2 gehen »ic,: te

^tlONo^gcn^Cein wdSer Vorteil der genannten EinschließunTistdlß de? zuvor beschriebene aufhaltende Te des Abaassystems in Emkre.s-Sicdewasser-

Rektoren im Berg eingeschlossen und gegen Strah-RcaKtoren im Berg ei t

len abgeschirmt werden kann, wutcr cw
von Natur ™VW*^™^*^*£™_: bcispiclswe.se J" G»^s Jⁿ»J™ _üi ^¹ _{für das frci} ^^y^ kann,

falls der aufhaltencu. ich zu

sollte, bcisp,clswe.se auf Grund eines

nem Kühlsystem. _{folcendcn an} Hand der

^^ _imUren sicherheitsbehälter·.) aus armiertem Beton umgeben. Eine im Beton .eingebettete Blechhülle 10 gibt dem Pritnarsichcrhcitsbchaltcr 9 die notigc Dichtigkeit. Der Pnmarsicherhcitsbchaltcr ,st

» auch vorgespannt, wcn.gstcns dort, wo er nicht gegen

_rf umgebenden Berg 11 abgestutzt ist (s.Fig.4).

t Primärsichcrhcitsbchälters9 ist mit

^ _verlaufenclc„ Kanälen 12 zur Ventilation und _Dränierung des Bexgraumes verschen. Die Bcton-

,5 schicht 29 zwischen dem Dichtungsblech 10 und der Bergwand 11 besteht aus porösem, sogenanntem »Popcom«-Beton. »Popcorn«-Bcton und dessen Eigenschaften sind in drei Artikeln im Journal of the American Concrete Institute näher beschrieben,

Kernkraftanlage gcmali t\ g. im _{chcm Ldchtbeton sind die} Hohlräume miteinander

^S%fo\ einen Schnitt nach Linie HI-III in F i g. 2, verbunden, was Gas- und Flüssigkeitsdiffusion durch

F ig. 4 einen Schnitt nach Linie IV-IV in den den Beton zulaßt. · ^

^F F⁸I α Teinen senkrechten Schnitt durch einen Teil 4» Hauptdaten des Reaktors

eines Systems für die Zufuhr von E.nspnizwasscr ^^^ _{Leistung neUo 4()(} MW}

TiiraS-ti-h die verschiedenen Einspritzsy- EJek^je Leistung, brutto .... 420 MW

sterne der Anlage, Thermische Leistung 1246 MW

?jf Jf^StÜaSan*»;. ioÄscheAvirkungs-

irdiscfen Teile einer anderen Ausführungsform der ^^^^ ^- ^

nach Lmie ,X-IX in Fig.8 ^ g^^

""Fig. ,0 bis ,8 Schnitte nach den Linien X-X W. Darnp^stung ...... . ....... · 583 kg,s

genannter Ei„kre.s-S^wassePRc-Mo^^_ ^.^^„^ ₇,₅ C

do Reaktordruckbehälter, 2 gehen v'^S™⁰?..^ Sürcnmcsser · ■ ■ 5,0 m

lc.unecn 3 zu den Eintrittsstutzen der L-J a zpum- Durchmesser ^

pen 4Γ deren Austriltsstutan über d« RoI ^ ^jJ¹ _ke ·;;;;;; , _{2n mjn}

gen 5 mit dem R^^™^¹^^^, VcnTicn 6 Höhe des Kerns 3650 mm

SÄ rEÄÄ _ff Dosser der Brennstoff- ^

es etwa 110 Rohrstutzen (n«cht^««g^ ™J£ wLdstärke der Kapselung .... 0.8 mm schluß an eine ^^^Μ^Ά)^ von *₅ Maximale Wärmebelastung bei

in etwa 450 Brennstoffpatronen von je 8 mal 8 Stäben staoen ..

I 915 371

13 14

Brcnnstoffgcwicht 80 450 kgU ter ist im Bergraum 21 eine Ausrüstung 23 zur Er-

Durchschnittlicher Abbrand im möglichung eines Brennstoffwechsels angeordnet.

G'eiehgewichtskern 22 000 MWd/tonU Der im Reaktor 1 erzeugte Dampf wird durch die

Hauptdampfleitung 19 zu einer Turbinenanlage 24 5 für die Erzeugung von elektrischem Strom und einer

Zwischen der Wand des Primärsicherheitsbehäl- Wärmeaustausoheranlage 35 für die Erzeugung von ters9 und dem. Reaktordruckbchälter2 ist ein nicht Fernwärme, beide in einem separaten Teil 21' des dichter Betonschirm 13 angebracht, der einen Strah- Bergraumes 21 gelegen, geführt. Der Einfachheit hallunüsschirm bildet und außerdem den dichten Pri- her wiTd dieser separate Teil des Bergraumes im folmärsicherheitsbehäher9 gegen Gcschoßeinwirkuiig io genden mit Turbinenhalle bezeichnet. In der Fig. 2b und hohe Stoßdrücke, die durch große Brüche im wird eine Endansicht der einen der beiden Turbinenprimären Reaktorsystem verursacht werden können, anlagen 24 in der Turbinenhalle gezeigt. Jede Turbischützt. Bei normalen Betriebsverhältnissen für den nenanlage 24 enthält einen Turbinenteil 33 mit Reaktor kann sich der Betonschirm durch Expan- einem Generator 33' und einem Kondensatorteil 34. sionsfugen 14 bzw. 14' zwischen dem obersten Teil 15 Gegendruckdampf von dem Turbinenteil 33 wird des ßelonschirms 13 und dem Primärsicherheitsbc- auch zu den Wärmeaustauschern 35 zur Erwärmung halter 9 bzw. zwischen den Seiienwänden des Beton- von Fernheizungswasser »^leitet. Kondensat vom schirms 13 und des Primärsichcrhcitsbchältcrs 9 in- Kondensatorteil 34 und dem Wärmeaustauscher 35 nerhalb des Primürsichcrheitsbchäiters frei ausdeh- wird als Speisewasser von den Speisewasserpumpen neu. Der Betonschirm 13, der im wesentlichen, die 20 36 durch die Speisewasserlcitung 37 zum Reaktor 1 Form eines hohlen Zylinders mit axialen Nuten 32 zurückgepumpt. Die Bergwände der Turbinenhalle hat (s. Fi g. 4) ist über und unter dem Reaktor 1 mit 21' bilden eine primäre Umschließung des in der Turdeformierbaren stoßdämpfenden Organen 30 \erse- bincnhalle untergebrachten Teils des Primärsystems, hen. ζ. B. von der in der schwedischen Patentschrift Um eine ausreichende Dichtigkeit gegen Leckage 223 575 angegebenen Art. Der Abstand zwischen der as im Bergraum zu erreichen, kann es notwendig sein, den Reaktorbehälter 2 umgebenden Isolierung und eine dichtende Substanz bis zu einer Tiefe von beiden oberen Stoßdämpfern 30 sowie in radialer Rieh- spielsweise 5 m in die Bergwände zu injizieren. Ein tung dem Betonschirm 13 ist minimal gehalten. angemessener Wert der zulässigen Leckage beträgt

Der Primärsicherhcitsbchälter9 ist mit einem so- 10 Normalkubikmcter (gemessen bei 0° C und 1 bar)

genannten »pressure suppression-system« oder Kon- 30 pro Sekunde und pro Bar Überdruck oder weniger,

densationssystem zur Kondensicrung von bei einem aber auch Werte bis zu 100 können akzeptiert wer-

Unfall frei werdendem Dampf versehen, In der gezeig- den. Die dichtende Substanz besteht vorzugsweise

ten Ausführungsfomi wird als Kondensationsmedium aus einer Wasseraufschlämmung von feinkörnigem

Wasser in einem in einem separaten Bergraum 31 an- Material wie Zement oder feinkörniger Lehm. Da-

geordnclen ringförmigen Kondensationsbassin 15 35 durch, daß die Bergräume 21 und 21' unter das

verwendet, das mit dem Primärsicherheitsbchältcr 9 Grundwasserniveau 38 verlegt werden, bildet das

über eine Anzahl Ziileilungsrohre 16 verbunden ist. Grundwasser eine dritte Umschließung. Falls das

die sich zu Verteilungsrohren 17 hin verzweigen. Grundwasserniveau 38 zu niedrig liegen sollte, kann

Das Kondensationsbassin 15 ist von Beton umgc- es auf künstlichem Wege durch die Zuführung von

ben und mit einem in dem Beton eingebetteten dich- 40 Wasser von einem Bassin oder einer natürlichen

ten Bleehmanlel 18 versehen. Das Kondensationssy- Wasseransammlung 39 erhöht werden, wie aus

stern ist in solcher Höhe über dem Kern 7 ange- F i g. 6 hervorgeht. Dicht injizierte Zonen werden in

bracht, daß der Primärsichcrheitsbehälter9 bis zu den Figuren mit einer punktierten Linie gekennzeich-

einem über dem Kern liegenden Niveau über- net. Eine Dränierpumpe 40 zum Abzapfen von Was-

schwemmt werden kann, ohne eine Überschwem- 45 scr, das durch die dicht injizierte Zone in die Berg-

niung des Kondensationssy stems zu riskieren, räume 21 und 21' leckt, ist in einem mit den Bcrg-

Die vom Oberteil des Reaktordruckbehälters 2 räumen durch einen aufwärts gehenden Schacht

ausgehenden Dampfleitungen 8 werden zu ein bis verbundenen Tunnel angebracht. Die Dränierpumpe

vier Hauptdampfleitungen 19 zusammengeführt, ehe 40 kann, wenn nötig, ganz in Wasser untergetaucht

sie die Wand des Primärsicherheitsbehälters9 zu 50 arbeiten oder, wie in der Fig. 2 gezeigt ist, unter

einer äußeren Verbrauchsstelle passieren. Die einer dichten Haube liegen, unter der sich ständig

HauptdampfleituiH<en 19 sind auf beiden Seiten der eine Gasblasc befindet.

Wand 9 mit schnellschließenden Isolierventilen 20 Der Bergraum ist ventiliert, aber der Luftstrom zur Isolierung des Primärsicherheitsbetiällers bei Un- wird durch hochgradige Verwendung von Wassergefällen versehen. 55 kühlten Klimaanlagen und Wandanordnungen nie-

Wie schon vorher erwähnt, ist der Primärsicher- drig gehalten. Auf diese Weise können die Ventile in

heitsbehälter9 so in einem Bergraum 21 unterge- den vom Bergraum herausführenden Schächten klein

bracht, daß der Bergraum eine sekundäre Umschlie- sein, wodurch eine ausreichende Kontrolle ihres

ßung vom Primärsicherheitsbehälter umgebener Schließens mit erforderlicher Dichtigkeit ermöglicht

Komponenten bildet. 60 wird.

Im Bergraum 21 ist ein Brennstoffbassin 22 ange- Der Bergraum ist mit einem Einspritzungssystem

bracht, das in einer nicht gezeigten Ausführungsform für die Kondensation von bei einem Unfall eventuell

über dem Primärsicherheitsbehälter 9 auf dem Be- entwichenem Dampf versehen. Das Wassereinsprit-

tonschirm 13 ruhen kann, wodurch das Gewicht des zen kann mit Pumpen erfolgen, geschieht aber vor-

Brennstoffbassins 22, das mehrere tausend Tonnen 65 teilhaft hydrostatisch von einem oberhalb des Berg-

betragen kann, den Schirm 13 daran hindert, den raumes gelegenen Wasservorrat, bestehend aus einem

Primärsicherhcitsbehälter bei einem Unfall anzuhe- im Berg oder auf Bodenniveau angeordneten Spritz-

ben, bei dem eine axiale Stütze erforderlich ist. Wei- wasserbassin. Das Spritzwasser kann auch aus einer

Ίο

natürlichen Wasseransammlung wie Meer oder See genommen werden.

Ein zweckmäßiges automatisch startendes Einspritzsystem ist in Fig. 5 gezeigt. Das Spritzwasserbassin 25 ist hier im Berg untergebracht und wird von der Wand 26 in einen Teil mit Abfluß und einen Teil davor getrennt. Die einzelnen Bassinteile sind am Boden miteinander verbunden. In dem inneren Bassinteil ist ein Saugheber 27 angebracht, dessen

eil entwichene Gase bilden

möglich, einen der "^b"6^en

kraftanlage, vorzugsweise aen ^ _£χ

Raum des Kondensanonssysterns Iia ι™; »' _für

pansionsvolumen und bekunaaruiras^m e.^^

vom Abgassystem eventuell entwicnene υ

zulassen. . Stoffe von

In F ig. 7 ist gezeigt, ^wle ™^αι.°;^a* "*?? _EiektOrs den Turbinenkondensatoren 34 mitteis tu « J i i Bum 21 ^anf^eDra£""r

ndensatoren 34 mitt J

höchster Teil oberhalb des normalen Wasserniveaus io 52 zu einem im Bergraum 21 ^anf^eDra£""r _Passa„_e im Bassin 25 liegt. Vom Saugheber 27 führt eine gunesbehälter 53 abgesaugt werden. Nach rass g Spritzwasserleitung 28 zum Bergraum 21. Falls der derVilter 54 und 55 ist das abgesaugte ™*&BUr Druck im Bergraum 21 infolge von bei einem Unfall gend rein, um durch einen der ^^cn°^msl"": _hä entwichenem Dampf steigen sollte, wird durch den Anlage mit dem Ventilator 56 in aie ^ΛΗ""J^ . zunehmenden Druck der Saugheber 27 über- 15 herausgelassen werden zu können tine auern schwemmt und die Einspritzung gestartet. Die Ein- Verlegung 53' des Abklingungsbehalters μ im i» spritzung wird so lange fortgesetzt, bis das Bassin 25 Bergraum 31 für das Kondensationsbassin is muec geleert ist oder solange es gefüllt gehalten wird. strichelten Linien angedeutet. Aus Hg./ gern *

Der untere Teil 42 der Turbinenhaüe 2V ist vor- hervor, wie ein Notventilationssystem angeoraneiisi, teilhaft so ausgeführt, daß er ein Aufsammelbassin ao um mit dem Ventilator 58 Gase von den axialen ivafür das Einspritzwasscr bildet. Von diesem Aufsam- nälen 12 heraussaugen zu können. Die ^^as^^w melbassin 42 kann das Finspritzwasser in einer nicht zwischen den Filtern 54 und 55 in das oben gc/cigten Ausführungsform mit Spritzwasserpumpen bene Abgassystem geleitet.

zum Spritzwasserbassin 25 zurückgepumpt werden, Der Kontrollraum der Anlage hegt vorzugsweise

wobei es einen Wärmeaustauscher zur Kühlung pas- as auf Bodenniveau.

siert. Diese Einspritzpumpen und Wärmeaustauscher Eine modifizierte Ausführungsform der Rernreaic-

könneri vorteilhaft auf Bodenniveau verlegt werden. toranlage gemäß der Erfindung ist in den 11 g. 0 a,

In F i g. 6 ist eine Ausführungsform der Erfindung 8 b, 9 und 10 bis einschließlich 18 gezeigt, üer Kerngezeigt, bei der das der Turbinenhalle 21' durch die reaktor 101 unterscheidet sich von dem zuvor pe-Einspritzleitung 28' zugeführte Einspritzwasser im 30 schriebenen vor allem dadurch, daß die umwaiz-Aufsammelbassin 42 gesammelt wird, von wo es mit pumpen hier aus sogenannten reaktonnternen mmder Spritzwasserpumpe 43 durch die Leitung 44 auf pen 104 bestehen. Bei diesen ragt der Pumpenrnoior Bodenniveau heraufgepumpt wird. Mit noch einer über den Reaktorbehälter 102 hinaus, wahrend aas Spritzv/asserpumpe 45 wird der Druck erhöht und Pumpenrad im Innern des Reaktors in einem nngiordas Einspritzwasser nach Kühlung in einem Wärme- 35 migen Rückströmraum zwischen einem Kernmantei austauscher 46 durch die Leitung 47 in die Berg- und der Wand des Reaktordruckbehalters 102 aroeiräume zur weiteren Einspritzung zurückgeleitet. tet. Dadurch ist die Gefahr eines Ronrbruciies im

Auch der Primärsicherheitsbehälter9 ist, wie aus Umwälzsystem beseitigt.

Fig.6 hervorgeht, mit einem Einspritz- und Über- Der Raum, den die Antriebsanordnung fur die

schwemmungssystetn versehen, und auch dieses 40 Steuerstäbe in Anspruch nimmt, ist mit 160 bezeichkann Einspritzpumpen 48 und Wärmeaustauscher net. Vom Reaktordruckbehälter 102 gehen sechs 49 enthalten. Das Einspritzwasser kann durch Dampfleitungen 108 aus und vereinigen sich zu drei die Leitung 50 aus dem Kondensationsbassin 15 oder größeren Stämmen 119', die zu einem Dampfsamdurch die Leitung 51 vom Boden des Primärsicher- melkasten führen, von wo aus zwei Hauptdampfleiheitsbehälters9 sowie in einer nicht gezeigten Aus- 45 tungen 119 zu jeder der zwei Turbinen 133 ausgeführungsform vom Spritzwasserbassin 25 oder bei- hen. Ein Abblasesystem enthält sechs servogesteuerte spielsweise aus dem Meer hydrostatisch genommen Sicherheitsventile 161 für jeden abwärts gehenden werden. Vorzugsweise werden die Einspritzpumpen Stamm 119'. Mindestens eines von diesen öffnet sich 48 und die Wärmeaustauscher 49 in einen separaten bei niedrigerem Druck als die übrigen zum Ausbla-Teil 21" des Bergraumes verlegt, wobei dieser Teil 50 sen in das Kondensationsbassin 115 des Primärso ausgebildet ist, daß er nicht vom in den Bergraum Sicherheitsbehälters 109.

kd d d Die dichtende Blechhülle 110 des Primärsicher-

heitsbehälters 109 umschließt in dieser Ausführungsform auch die Reaktorhalle 121. Diese beiden 55 Räume sind durch eine Deckelanordnung voneinander getrennt, die die ebenen Deckel 162 und die gewölbten Deckel 163 umfaßt. Die axiale Nut 132 des Betonschirms 113 durchbricht den Schirm radial auf

g g, drei Höhenlagen (s. F i g. 11, 13, 14 und 16), so daß

dioaktivität abklingen kann und die Abgabe in die 60 auf diesen Höhenlagen Säulen 164 mit kreisaus-Umgebung gering wird. Dabei kann die Radioaktivi- schnittähnlichem Querschnitt entstehen. Zwei ringtät in diesem aufhaltenden Teil hoch werden, wes- förmige peripherische Kanäle 165 verhindern den halb eine sorgfältige Strahlenabschirmung geschehen Aufbau von Stoßwellen durch Reflexion. Die gemuß. Im vorliegenden Fall wird dieser radioaktive wölbten Deckel 163 sind dichtend an einem oberen Stoffe aufhaltende Teil so in einem Bergraum ange- 65 Stahlring 166 befestigt, der über in den Säulen 164 bracht, daß der Berg einen Strahlenschirm bildet. befindlichen Spannkabeln fest im Berg unter dem Man kann diesen separaten Bergraum auch eine se- Kondensationsbassin 115 verankert ist. Bei einem kundäre Umschließung für vom Abgassystem eventu- Bruch im Reaktorbehälter 102 kann dessen. Deckel

g , g

leckenden Grundwasser oder von Einspritzwasser überschwemmt werden kann. Die Pumpen 48 und die Wärmeaustauscher 49 können z.B. unter der vorher erwähnten Haube 41 untergebracht sein.

Die Kondensatoren 34 in der Turbinenhalle IY sind mit einem Abgassystem mit einem radioaktive Stoffe aufhaltenden Teil versehen. Dieser Teil wird mit langer Aufenthaltszeit ausgeführt, so daß die Ra-

ein Geschoß bilden, das mit beschleunigter Geschwindigkeit aufwärts geschleudert wird. Dort wird der Deckel von den oberen Stoßdämpfern 130 aufgefangen, die dabei deformiert werden. Die Aufschlagkraft wird von einem blechbekleideten Betonring 167 aufgenommen und von diesem über einen teilbaren Stahiringl68 auf den oberen Stahlringl66 übertragen.

Vermutlich übersteigt bei einem solchen Unfall der Druck im Primärsicherheitsbehälter 109 5 bis 10 bar, wobei die ebenen Deckel 162 weggeschleudert werden und der Druck abnimmt. So wie die gezeigte Deckelanordnung (162, 163) ausgeführt ist, besteht kaum die Gefahr, daß darin enthaltene Bestandteile Geschosse bilden, die die dichtende Blechhülle in der Reaktorhalle 121 beschädigen könnten. Bei Rohrbrüchen hält die Deckelanordnung dagegen dicht. Bei einem solchen kleineren Bruch passiert Dampf, der unter dem Reaktor 101 ausgelassen wird, die Kanäle 168 nach oben, ändert dann seine Riehtung um 180° und gelangt zum Kondensationsbassin ao 115 Bei größeren Brüchen sprengt der Dampf dagegen zwei zwischen den Säulen 164 angeordnete Blechmäntel 169 und 170 und erreicht dadurch das Kondensationsbassin 115 schnelter. Die dichte Blechhülle 110 in der Reaktorhalle 121 ist zu einem *₅ Betonpfropfen 172 verlängert, der die Tunnelverbindung zwischen Reaktorhalle und Turbinenhalle absperrt. Dadurch bildet die Turbinenhalle 121' sozusagen eine dritte Umschließung für den Reaktor 101.

Zwischen der dichten Blechhülle 110 und dem umgebenden Berg liegt wie zuvor »Popcorn«-Beton 129. Wahlweise kann zusammengepacktes Steinmaterial oder gewöhnlicher Beton mit eingegossenen Dränrohren verwendet werden. Beim Eingießen der Dränrohre ist es vorteilhaft *« "Jj ^Steulwollc oder anderem porösen Material zu^umgeo

Auf Grund der °«^εΜ" ^^£ί
schirms 113 .st es vorteilhaft J
schirme zu verwenden, die keine
schösse bilden können. Solche Stra
nen beispielswe.se aus dunnwandigen

bestehen, die mit Wasser gf^{ll l}. .^
Strahlenabschirmung zur Ausfuhrung
Arbe.ten erforderlich ist. Kondensa-

In einem Pumpentunnel 73 der ^m Kondensa tionsbassin 115 ausgeht und über einen Schacht »nit der Turbmenhalle 121' verbunden ,st gibt es unter anderem Einspritzpumpen, ^ranierp^n uigj η Kühlsystem, um das Wasser im ^Κοηα.^ε"**™** „ 115 bei niedriger Temperatur zu halten wie in F i g. 8 a angedeutet ,st, können J%^E"^nsP"*^p"^m£2 Wasser teils vom Kondensationsbassin 115 und1 tes von einem Raum unter dem Reaktor iui email. Mit den Einspritzudgssystemen kann S0.0W cmc Einspritzung des Pnrnärs.cherheitsbehal*« »«» ^a» auch der Reaktorhalle 121 und de J" «J Ic 121' geschehen. Die vorher ^e^^hnt^ⁿ^™^al, 169 und 170 machen «ne Überschwnuming des Reaktors 101 möglich, ohne daß das Kondensations system außer Funktion gesetzt wird _s ·

Der Puir.pcntunnel 173 ist auf₍ der anderenSeite des Schachtes zur Turbmenhalle: 121 mit einem Betonpfropfen 174 gedichtet ^„^^'""'""„"j längerung einen Abgastunne 175. Der Abgastuniiu entspricht dem frühere11 Abkl.ngungsbehaliter Mei rere Zwischenwände 1/6 mit kleiiwn ottnunym urgeben einen langen Transportweg und lange Aufenthaltszeit mit kleiner Vermischung.

Hierzu 4 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

i. Kernkraftanlage rhii mindestens einem Kernreaktor mit einem Reaktordruckgefäß, einem Primärsystem, das mindestens einen Strömungskreis enthält, der am Druckgefäß angeschlossen ist und ein Kühlmittel für den Reaktor enthält, einem primären, eine Mantelfläche aufweisenden Sicherheitsbehälter, der den Reaktor und wenigstens einen Teil des Primärsystems umgibt, und einem sekundären Sicherheitsbehälter, der bei einer bei einem Unfall eintretenden Zerstörung des primären Sicherheitsbehälter den innerhalb dieses Behälters entwickelten gasförmigen Produkten ein vielfach größeres geschlossenes Ausweichvolumen bietet, wobei der primäre Sicherheitsbehälter von dem sekundärer. Sicherheitsbehälter umgeben ist, dadurch gekennzeichnet, daß der sekundäre Sicher- ao !leitsbebiilter in an sich bekannter Weise aus einem Bergraum (21) besteht und daß der primäre Sicherheitsbehälter derart von der Bergwand abgestützt ist, daß in ebenfalls an sich bekannter Weise die ganze Mantelfläche in druckübertragender Verbindung mit der Bergwand steht.
2. Kernkraftanlage nach Anspruch 1, bei der das Primärsystem wenigstens einen Wärmeaustauscher enthält, der außerhalb des primären Sicherheitsbehälters angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraum (21) den primären Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher (35) bildet,
3. Kernkraftanlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraum aus zwei getrennten Teilen besteht, von denen der eine (21) der sekundäre Sicherheitsbehälter für den Reaktor und der andere (21') der primäre Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher (35) ist.
4. Kernkraftanlage nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die beiden getrennten Bergraumteile (21, 2Γ) miteinander außer durch Rohrleitungen (19) nur über einen Raum verbunden sind, der ein Kondensationssystem für die Kondensierung von Dampf in Gas enthält, das von dem einen der Bergraumteile zu dem anderen strömt.
5. Kernkraftanlage nach den Ansprüchen 1 bis 4, dadutch gekennzeichnet, daß ein Einspritzsystem zum Einspritzen von Wasser in das Gasvolumen des Bergraums (21) bzw. der Bergraumteile aus einem Wasservorrat (25) besteht, der auf einem höheren Niveau als der Bergraum bzw. die Bergraumteile liegt.
6. Kernkraftanlage nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Einspritzsystem (25) einen Saugheber (27) enthält, der bei einem durch einen Unfall entstehenden Überdruck im sekundären Sicherheitsbehälter automatisch über- So schwemmt wird, wodurch das Einspritzen automatisch gestartet und aufrechterhalten wird, solange Wasser auf der Saugseite des Hebers vorhanden ist.
7. Kernkraftanlage nach den Ansprüchen 5 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Bergraumteil (2F), der den primären Sicherheitsbehälter für den Wärmeaustauscher (35) bildet, einen unteren Teil (42) hat, der das Aufsammelbassin für wenigstens einen Teil des Einspritzwassers ausmacht.
8 Kernkraftanlage nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel zum fortgesetzten Spritzen mit Spritzwasser aus dem Sammelbassm (25) angeordnet sind, wobei die Mittel wenigstens eine Einspritzpumpe und mindestens einen Wärmeaustauscher auf Bodenniveau enthalten.
9. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 8, gekennzeichnet durch Mittel, um Einspritzwasser einem Wasservorrat zu entnehmen es innerhalb des primären Sicherheitsbehälters des Reaktors zu spritzen und es wieder zu dem Vorrat zurückzuleiten, wobei die Mittel mindestens eine Einspritzpumpe und mindestens einen Wärmeaustauscher enthalten, die in einem separaten, immer trockenen Teil des Bergtaums

liegen. .
10. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche J bis 9. dadurch gekennzeichnet, daß ein den Reaktor (1) umgebender, gegen Strahlen und Geschoßeinwirkung schützender, nicht leckagedichter Schirm (13") zwischen dem Reaktordruckgefäß (2) und der Seitenwand des primären Sicherheitsbehälters (9) angeordnet ist, und daß der Schirm mit einem gewissen radialen und axialen Spiel im Verhältnis zum primären Sicherheitsbehälter angeordnet ist, so daß er sich bei normalem Betrieb frei im Verhältnis zum primären Sicherheitsbehälter ausdehnen kann, aber bei einem Unfall sich über die Seitenwand des primären Sicherheitsbehälters am Berg abstützen kann.
11. Kernkraftanlage nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß zum Schutz des primären Sicherheitsbehälters (9) bei einem Unfall dienende deformierbare und stoßdämpfende Organe (30) innerhalb des primären Sicherheitsbehälters angeordnet sind.
12. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 10 und 11, dadurch gekennzeichnet, daß der Schirm (13) wenigstens im wesentlichen die Form eines hohlen Zylinders mit axialen Nuten (32) hat.
13. Kernkraftanlage nach Anspruch 12, dadurch gekennzeichnet, daß der Schirm radiale öffnungen und mindestens einen ringförmigen peripherischen Kanal hat, der den Aufbau von Stoßwellen durch Reflexion verhindert.
14. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 10 bis 13, dadurch gekennzeichnet, daß der Schirm (13) ein Brennstoffbassin (22) trägt, so daß das Gewicht des Brennstoffbassins den Schirm daran hindert, den primären Sicherheitsbehälter (9) bei einem Unfall, bei dem eine axiale Stütze erforderlich ist, anzuheben.
15. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 14, bei der die Bergraumwand wenigstens eine im wesentlichen dichte Zone aufweist, die eine in die Bergraumwand injizierte dichtende Substanz enthält, dadurch gekennzeichnet, daß die dichtende Substanz aus einer Wasseraufschlämmung von feinkörnigem Material, das aus einer Zement und feinkörnigen Lehm enthaltenden Gruppe gewählt ist, besteht.
16. Kernkraftanlage nach Anspruch 15, dadurch gekennzeichnet, daß der Berg außerhalb des Bergraumes und der dichten Zone mit

Grundwasser durchtränkt ist, das eine dritte Umschließung bildet.
17. Kernkraftanlage nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel angeordnet sind, um den Bergraum durch Abzapfen von Grundwasser, das durch die injizierte dichte Zone hineinleckt, trocken zu halten.
18. Kernkraftanlage nach Anspruch 17, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel angeordnet sind, um das Grundwasser auf einem gewissen Niveau zu halten, wobei die Mittel eine Wasseransammlung auf Bodenniveau enthalten.
19. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 15 bis 18, dadurch gekennzeichnet, daß die dichte Zone eine solche Dichte hat, daß ein bei einem Unfall entstehender Überdruck im Bergraum eine Leckage von weniger als 100 Normalkubikmeter (O"C, 1 bar) pro Bar Überdruck und pro Sekunde verursacht.
20. Kernkraftanlage nach Anspruch 19, dadurch gekennzeichnet, daß die Leckage höchstens 10 Normalkubikmeter pro Bar Überdruck und pro Sekunde beträgt.
21. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 20, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel für die Ventilation und die Dränage des Bergraums angeordnet sind, wobei die Mittel mindestens einen axialen Kanal enthalten, der zwischen der Seitenwand des primären Sicherheitsbehälters und der Seitenwand des Bergraums verläuft.
22. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 21, dadurch gekennzeichnet, daß die gegen die Bergraumwand anliegenden Teile des Primärsicherheitsbehältcrs (9) mit porösem Beton, der miteinander verbundene Hohlräume hat, bekleidet sind.
23. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 22, bei der der primäre Sicherheitsbehälter mit einem Kondensationssystem mit einem Kondensationsraum verbunden ist, der Kondensationsmittel für die Kondensierung von bei einem Unfall vom Primärsystem frei gewordenem Dampf enthält, dadurch gekennzeichnet, daß der Kondensationsraum (IS) in einem separaten und dichten Bergraum (31) angeordnet ist, wodurch die bei einem Unfall entstehende Druckerhöhung direkt vom Berg aufgenommen wird.
24. Kernkraftanlage nach Anspruch 22, dadurch gekennzeichnet, daß der Kondensationsraum (IS) auf einem höheren Niveau als der Reaktorkern (7) angeordnet ist, wodurch bei Einströmen von Wasser in den primären Sicherheitsbehälter (9) nach einem Unfall der Kern überschwemmt wird, während das Kondensationssystem weiterhin funktionsfähig ist.
25. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 23 und 24, bei der mindestens eine in der Anlage enthaltene Komponente mit einem Abgassystem mit einem radioaktive Stoffe aufhaltenden Teil versehen ist, dadurch gekennzeichnet, daß der aufhaltende Teil im Kondensationsraum liegt, wodurch der Berg einen Strahlenschirm und der separate unidichte Bergraum (2J') einen sekundären Sicherheitsbehälter für Gase im Abgassystem bildet.
26. Kernkraftanlage nach einem der Ansprüche 1 bis 24, bei der mindestens eine in der

Anlage enthaltene Komponente mit einem Abgassysiem mit e.nem radioaktive Stoffe aufhaltenden Teil versehen ist. dadurch gekennzeichnet, daß der aufhaltende Teil in einem stranlcnabschirmenden, separaten Bergraum hegt.

->7 Kernkraftanlage nach Anspruch 26, dadurch gekennzeichnet, daß- der strahlenabschirmende, separate Bergraum einen sekundären Sicherheitsbehälter für Gase im Abgassystem bildet.