DE2023343A1

DE2023343A1 - Extra safe nuclear reactor - with outer shell for containment - of pressure vessel burst

Info

Publication number: DE2023343A1
Application number: DE19702023343
Authority: DE
Inventors: Dietrich Dipl Ing 6050 Offenbach Schlosser Gunter 6308 Butzbach Muller Walter F Dipl Ing Zeitzschel Gunter 6000 Frankfurt Voss Adolf 5601 Gruiten M G21c 13 00 Kuschel
Original assignee: Licentia Patent Verwaltungs GmbH
Current assignee: Licentia Patent Verwaltungs GmbH
Priority date: 1970-05-13
Filing date: 1970-05-13
Publication date: 1971-12-02
Also published as: DE2023343B2

Abstract

The outer shell encloses a pressure chamber within which the pressure vessel is centred between frames engaging its top cap and base. The walls of the chamber are strong enough to withstand the pressure surge following a burst and the chamber is connected to a pressure relief system whose free cross section is sufficient to ensure condensation of the whole quantity of vapour released by the burst. The system is cheaper and more compact than either direct strength or large volume containment methods.

Description

Kernreaktor mit Einrichtungen zum Schutz seiner Umgebung Kernreaktoren benötigen Schutzeinrichtungen, die die Auswirkungen von Störfällen oder Unfällen. beschränken.Nuclear reactor with facilities to protect its environment. Nuclear reactors need protective devices that can reduce the effects of incidents or accidents. restrict.

und ihre Ausweitung verhindern, Die Öffentlichkeit ist daran interessiert, daß auch beim größten anzunehmenden Unfall (GaU) keine unzulässig hohen Radioaktivitäten in die Umgebung von Kernreaktoren gelangen.and prevent its expansion, the public is interested that even in the event of the greatest accident to be assumed (GaU) there will be no inadmissibly high levels of radio activity get into the vicinity of nuclear reactors.

Die größte potentielle Strahlengefahr für die Umgebung bestünde, wenn durch ein Versagen wichtiger Regelung einrichtungen wie z.B. den Regelstäben der Reaktor außer Kontrolle geriete und die Kettenreaktion im Reaktorkern lawinenartig ansteigen würde. 3ei Leichtwasserreaktoren stiege dabei der Druck im Reaktor druckbehälter schlagartig an.The greatest potential radiation hazard to the environment would be if due to the failure of important control devices such as the control rods of the The reactor got out of control and the chain reaction in the reactor core was like an avalanche would increase. 3ei light water reactors the pressure would increase abruptly in the reactor pressure vessel.

Man kann annehmen, daß in einem solchen Fall die am Reaktordruckgefäß angeschlossene Dampfleitung platzen würde. Aufbauend auf dieser Annahme haben bekannte Leichtwasserreaktoren in einem kugelförmigen Sicherheitsbehälter ein Druckabbausystem, wie es in der Zeitschrift "Atom und Strom" Heft 12 Dezember 1969 auf Seite 210 beschrieben wird. Der aus der geplatzten Rohrleitung austretende Dampf wird danach über Kondensationsrohre in eine ringförmig in dem Sicherheitsbehälter angeordneten wassergefüllte Kondensationskammer gedrückt und dort kondensiert. Durch diesen kontinuierlichen Vorgang wird der Druckanstieg im.It can be assumed that in such a case the on the reactor pressure vessel connected steam line would burst. Building on this assumption, have known Light water reactors in a spherical containment a pressure reduction system, as described in the magazine "Atom und Strom" issue 12 December 1969 on page 210 will. The steam escaping from the burst pipe is then passed through condensation pipes into a water-filled condensation chamber arranged in the form of a ring in the safety container pressed and condensed there. This continuous process causes the pressure to rise in the.

Sicherheitsbehälter gering gehalten.Security container kept low.

Wenn man abweichend von der vorangehenden Annahme des Platzens der Dampfleitung damit rechnet, daß zum Beispiel infolge mangelhafter Schweißnähte des Reaktordruckgefäßes das Druckgefäß selbst berstet, so ist mit den bekannten Mitteln bei den gegenwärtig proåektrten Kernreaktoren hoher Leistung ein Auffangen des plötzlich freiwerdenden- Druckes im Sicherheitsbehälter mit technisch vertretbarem Aufwand nicht mehr möglich.If one deviates from the previous assumption that the Steam pipeline expects that, for example, as a result of defective welds of the Reactor pressure vessel bursts the pressure vessel itself, so is with the known means with the currently proåect high power nuclear reactors a sudden catching of the Released pressure in the containment with a technically justifiable effort not possible anymore.

Es müßten. für den Sicherheitsbehälter hochfeste Stähle solcher '{anddicken verwendet werden, die ~ein Spannungsfreiglühen erforderlich machten. -Dieses saber bei Gebäuden der in Frage kormenden Größenordnung nicht durchführbar. Die zweite Möglichkeit,- den Sicherheitsbehälter derart groß zu bauen, daß infolge seines großen Volumens der Innendruck gering bleibt, führte.It should. high-strength steels of this type for the containment be used that ~ required stress relief annealing. -This saber not feasible for buildings of the size in question. The second Possibility - to build the security container so large that as a result of its large Volume of the internal pressure remains low, led.

zu Sicherheitsbehältern von technisch nicht zu wertretbaren Größenordnungen. Hinzu kommt für beide Möglichkeiten, daß Sicherheitsbehälter neben dem statischen Druck auch den Druckstoß beim Bersten des Reaktordruckgefäßes auffangen müßten.to safety containers of technically unsustainable ones Orders of magnitude. In addition, for both options, there is a security container in addition to the static Pressure would also have to absorb the pressure surge when the reactor pressure vessel bursts.

Die Erfinder haben sich die Aufgabe gestellt, einen Kernreaktor mit einem in einem dicherheitsbehälter untergebrachten Reaktordruckgefäß und einem Druckabbausystem im dicherheitsbehälter derart weiterzuentwickeln, daß bei einem Bersten des Reaktordruckgefäßes der Sicherheitsbehälter nicht mit hohem Druck belastet wird.The inventors set themselves the task of using a nuclear reactor a reactor pressure vessel housed in a containment and a pressure reduction system to be further developed in the safety container in such a way that if the reactor pressure vessel bursts the containment is not subjected to high pressure.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß das Reaktordruckgefäß in einer Druckkammer solcher Festigkeit angeordnet ist, daß sie bei einem Bersten des Reaktordruckgefäßes dem freiwerdenden Druck standhält und diese Druckkammer Verbindungen zu dem Druckabbausystem hat, deren freie Querschnitte insgesamt so bemessen sind, daß die nach einem Bersten des Reaktordruckgefäßes aus ihnen austretende Dampfmenge in etwa der Kondensationsleistung des Druckabbbausystems entspricht.This object is achieved according to the invention in that the reactor pressure vessel is arranged in a pressure chamber of such strength that it will burst in the event of a rupture of the reactor pressure vessel withstands the pressure released and this pressure chamber Has connections to the pressure reduction system, their free cross-sections as a whole are dimensioned so that they emerge after the reactor pressure vessel bursts The amount of steam roughly corresponds to the condensation capacity of the pressure reduction system.

Gemäß einer ;.'eiterbildung der Erfindung ist oberhalb eines Reaktordeckels und unterhalb eines Reaktordruckgefäßbodens ein Auffangträgerrost angeordnet, dessen innerer, das Reaktordruckgefäß überdeckender und unterfangender Teil durch verschiebbare Riegel in einem in der Druckkamnerwand verankerten, äußeren Teil kraftschlüssig verbunden ist.According to a pus formation of the invention is above a reactor cover and arranged below a reactor pressure vessel bottom, a collecting support grate, the inner, the reactor pressure vessel covering and underpinning part by sliding Bolt in an anchored in the pressure chamber wall, outer part frictionally connected is.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung mit einem wassergekühlten Kernreaktor ist in der Zeichnung dargestellt und wird im folgenden näher beschrieben. Es zeigen Fig. 1 einen Schnitt durch einen Kernreaktor mit den Sicherheitseinrichtungen nach der Erfindung, Fig. 2 den oberen Teil des Kernreaktors mit einem Auffangträgerrost zum Auffangen des beim Bersten des Reaktordruckgefäßes möglicherweise abfliegenden Reaktordruckgefäßdeckels,.An embodiment of the invention with a water-cooled nuclear reactor is shown in the drawing and is described in more detail below. Show it Fig. 1 shows a section through a nuclear reactor with the safety devices according to FIG Invention, Fig. 2 shows the upper part of the nuclear reactor with a collecting support grate for Catching the reactor pressure vessel cover that may fly off when the reactor pressure vessel bursts.

Fig. 3 das Auffangträgerrost nach Fig. 2 Zunächst wird nun auf die Fig. 1 Bezug genommen. Sie zeigt einen kugelförmigen Sicherheitsbehälter 1 in dem ein Reaktordruckgefäß 2 angeordnet ist, in dem der Spaltvorgang des Eernbrennstoffes erfolgt. Das Pe.aktordruckgefäß 2 hat einen Deckel 3 und einen Boden 4, aus dem Begelstabfuhrungsrohse 5 mit Regelstabantrieben 6 herausragen.Fig. 3 the collecting support grid according to FIG Referring to Fig. 1. It shows a spherical security container 1 in the a reactor pressure vessel 2 is arranged, in which the cracking process of the nuclear fuel he follows. The Pe.aktordruckgefäß 2 has a lid 3 and a bottom 4 from which Begelstabfuhrungsrohse 5 with control rod drives 6 protrude.

Der im Reaktordruckgefäß infolge der durch die Spaltung des Eernbrennstoffes freiwerdenden Wärme entstehende Dampf wird in einer Dampfleitung 7 aus dem Reaktordruckgefäß 2 abgeführt. Diese Dampfleitung 7 durchstößt den Sicherheitsbehälter 1 und führt zum Verbraucher, zum Beispiel einer. Dampfturbine.The one in the reactor pressure vessel as a result of the splitting of the nuclear fuel The heat released is generated in a steam line 7 from the reactor pressure vessel 2 discharged. This steam line 7 penetrates the safety container 1 and leads to the consumer, for example one. Steam turbine.

Um das.Reaktordruckgefäß 2 ist eine Druckkammer 8 angeordnet, die vorzugsweise aus Beton besteht. Die Druckkammer 8 ist oberhalb des Reaktordruckgefäßdeckels durch eine Dichtdecke 9 unter einem Auffangträgerrost 13 verschlossen. Hierzu werden noch nähere Einzelheiten unter Bezugnahme auf die Figur 2 erläutert. Nach unten hin umfaßt die Druckkammer 8 noch den Raum für die Regelstabführungsrohre und den Regelstabantrieben und läßt den notwendigen Platz zur Demontage dieser Bauteile zu. Mit 10 ist eine Schleuse in der Druckkammer 8 bezeichnet, durch die die Druckkammer zugänglich wird. Da die Druckkammer im Falle eines Berstens des Reaktordruckgefäßes 2 den aus diesem freiwerdenden Druck auffangen muß, ist sowohl die Schleuse io als auch die Dichtdecke 9 entsprechend druckfest ausgebildet.To das.Reaktordruckgefäß 2 a pressure chamber 8 is arranged, which preferably consists of concrete. The pressure chamber 8 is above the reactor pressure vessel cover closed by a sealing cover 9 under a collecting support grid 13. To do this will be explained in more detail with reference to FIG. Downward towards the pressure chamber 8 still includes the space for the control rod guide tubes and the Control rod drives and leaves the necessary space to dismantle these components to. 10 with a lock in the pressure chamber 8 is referred to, through which the pressure chamber accessible will. Since the pressure chamber in the event of a burst of the reactor pressure vessel 2 from the must absorb this released pressure is both the lock io and the Sealing cover 9 designed to be pressure-resistant accordingly.

Der Bau einer Druckkammer um das Reaktordruckgefäß herum bedeutetkeine übermäßige Kostenerhöhung des Kernkraftwerks, da ohnehin ein biologisches Schild rund um das Reaktordruckgefäß gebaut werden muß.Building a pressure chamber around the reactor pressure vessel means nothing excessive increase in the cost of the nuclear power plant, since it is a biological shield anyway must be built around the reactor pressure vessel.

Diese biologische Abschirmung ist zur Verwirklichung der Erfindung derart zu gestalten, daß sie gleichzeitig die beschriebene Druckkammer 8 bildet. Außerhalb der Druckkammer 8 befindet sich im Sicherheitsbehälter 1 ein Druckabbausystem, wie es z.B. in der eingangs erwähnten Zeitschrift "Atom und Strom" beschrieben ist.This biological shielding is used to implement the invention to be designed in such a way that it forms the pressure chamber 8 described at the same time. Outside the pressure chamber 8 there is a pressure reduction system in the containment 1, as described e.g. in the magazine "Atom und Strom" mentioned at the beginning.

Dieses Druckabbausystem wird mit Dampf aus der Dampfleitung 7 beaufschlagt, falls diese in einem sogenannten oberen Ringraum" ii reißt, der sich zwischen der Druckkae er 8 und dem Sicherheitsbehälter 1 in dessen oberenT'il befindet. Berstet hingegen das Reaktordruckgefß 2 selbst oder die Dampfleitung 7 innerhalb der8Druckkammer, so erfolgt die Dampfbeaufschlagung desDruckabbausystems durch eine Öffnung 12, die ringscheibenförmig in der Wandung der Druckkammer die Dampfleitung 7 umgibt. Der freie Querschnitt dieser Öffnung i2 ist so bemessen, daß wie unter Zugrundelegung des beim Bersten des Reaktordruckbehälters marx. freiwerdenden Druckes ausströmende Dampfmenge in etwa im Druckabbausystem kondensiert werden kann, so daß der Sicherheitsbehälter nicht mit.hohen Drucken belastet wird.This pressure reduction system is acted upon with steam from the steam line 7, if this ruptures in a so-called upper annulus "ii, which is located between the Druckkae he 8 and the security container 1 is located in its upper part. Bursts on the other hand the reactor pressure vessel 2 itself or the steam line 7 within the 8 pressure chamber, the pressurization system is thus subjected to steam through an opening 12 which Surrounds the steam line 7 in the shape of an annular disk in the wall of the pressure chamber. Of the free cross-section of this opening i2 is dimensioned so that as based on des when the reactor pressure vessel bursts marx. released pressure flowing out Amount of steam can be condensed approximately in the pressure reduction system, so that the containment is not burdened with high pressure.

Da man damit rechnen muß, daß bei einem unkontrollierten Druckanstieg im Reaktordruckgefäß dessen Deckel oder Boden beispielsweise' durch ein Versagen der entsprechenden Flanschschrauben oder der Schweißnaht weggerissen wird, ist es erforderlich, diese Bauteile zusätzlich zu sichern.Since you have to reckon with an uncontrolled increase in pressure in the reactor pressure vessel its lid or bottom, for example 'due to a failure the corresponding flange screws or the weld seam is torn away, it is necessary to additionally secure these components.

Nunmehr wird anhand der Figur 2 und 3 der bereits erwshnte Auffangträgerrost 13 näher beschrieben. Er besteht aus einem inneren, das Reaktordruckgefäß 2 überdeckenden Teil 13', der durch verschiebbare Riegel 14, 14', 14'l usw. in einem in der Druckkammerwand verankerten äußeren Teil 15 kraftschlüssig verbunden ist. Diese Riegel werden beispielsweise hydraulisch bewegt. Der Auffangträgerrost drückt auf die schon erwähnte Dichtdecke 9, die wie der Åuffangträgerrost aus einem kreisscheibenförmigen inneren Teil 18' und einem kreisringförmigen äußeren Teil 18 besteht.The collecting support grate already mentioned is now shown on the basis of FIGS. 2 and 3 13 described in more detail. It consists of an inner one that covers the reactor pressure vessel 2 Part 13 ', which by sliding bolts 14, 14', 14'l etc. in one in the pressure chamber wall anchored outer part 15 is positively connected. These bars are for example hydraulically moved. The collecting support grate presses on the already mentioned sealing ceiling 9, which, like the catching support grid, consists of a circular disc-shaped inner part 18 ' and an annular outer part 18 consists.

An der Unterseite des. inneren Teils 18' der Dichtdecke sind topfförmige Blöcke z0B. aus Stahlguß 19, 20, 21 und 22 angeordnet, die auf der Gegenseite die Form des Druckgefäßdeckels 3 haben und nahezu auf ihm aufsitzen. Der innere Teil 13' des Auffangträgerrostes 13, der innere Teil 18' der Dichtdecke und die Gußblöcke 19 sind miteinander verschraubt, so daß nach dem Zurückfahren der Riegel 14 diese Bauteils als eine Einheit herausgeschoben werden können und d'er Deckel 3 des Reaktordruckgefäßes frei zugänglich, ist.On the underside of the inner part 18 'of the sealing cover are pot-shaped Blocks z0B. made of cast steel 19, 20, 21 and 22 arranged on the opposite side Have the shape of the pressure vessel lid 3 and almost sit on it. The inner part 13 'of the collecting support grid 13, the inner part 18' of the sealing ceiling and the cast blocks 19 are screwed together, so that after the retraction of the bolt 14 this Component can be pushed out as a unit and d'er lid 3 of the reactor pressure vessel freely accessible, is.

Beim Abreigen des.Bodens des Reaktordruckgefäßesbestünde die Gefahr, daß dieser die Regelstäbe aus dem Reaktorkerg herausreißen könnte. Deshalb ist wenig unterhalb der Regelstabantriejbe 6 in einem Absatz 16 der Druckkammer 8 ein weiterer Auf fangträgerrost 17 angeordnet, daß annähernd entsprechend dem Auffangträgerrost 13 aufgebaut ist.When cleaning the bottom of the reactor pressure vessel, there would be the risk of that this could tear the control rods out of the reactor mountain. That is why there is little below the Regelstabantriejbe 6 in a paragraph 16 of the pressure chamber 8 another Arranged on the support grid 17, that roughly corresponding to that Collecting support grid 13 is constructed.

Um bei einem Bersten der Druckgefäßwandung die wände der Druckkammer 8 vor dem unverzögerten Aufprall von Teilen der Druckgefäßwandung zu schützen, sind gleichmäßig am Umfang un in der Höhe des zylindrischen Teils des Druckgefäßes 2 verteilt abgestumpfte Pyramidenblöcke 18 in der Druckkammerwand verankert, die mit ihren freien Enden am Druckgefäß 2 nahezu anliegen. Diese Blöcke 18 können zum Beispiel aus Gußeisen hergestellt sein. Die Anlagestellen der Blöcke 18 an der Druckgefäßwandung können dabei derart ausgebildet werden, daß sie stoßdämpfend wirken. Hierzu ist beispielsweise Keramik als ;werkstoff geeignet.To avoid the walls of the pressure chamber in the event of the pressure vessel wall bursting 8 must be protected from the immediate impact of parts of the pressure vessel wall uniformly on the circumference and at the level of the cylindrical part of the pressure vessel 2 distributed truncated pyramid blocks 18 anchored in the pressure chamber wall, which with their free ends are almost in contact with the pressure vessel 2. These blocks 18 can for example be made of cast iron. The contact points of the blocks 18 on the pressure vessel wall can be designed in such a way that they have a shock-absorbing effect. This is For example, ceramic is suitable as a material.

Claims

Patent claims

Nuclear reactor with a tight.container and inside it Reactor pressure vessel and pressure reduction system, characterized in that the reactor pressure vessel (2) is arranged in a pressure chamber (8) such strength that it is at a Bursting of the reactor pressure vessel (2) withstands the pressure and this pressure chamber (8) Has connections to the pressure reduction system, their free cross-sections as a whole are dimensioned so that the flow through after bursting of the reactor pressure vessel The amount of steam at least approximately corresponds to the condensation capacity of the pressure reduction system.

2. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in that above the lid (3) and below the bottom (4) of the reactor pressure vessel a collecting support grate (13, 17) is arranged, the inner, the reactor pressure vessel covering part ((1'in Fig. 2) by sliding bolts '(14, 14', 14 ", 14" t etc. in Fig. 2) with an anchored in the pressure chamber (8), outer part in which the bolt is located located (15 in Figure 2) is positively connected.

3. Nuclear reactor according to claims 1 and 2, characterized in that that cup-shaped blocks (19, 20, 21, 22 in Fig. 2) with the inner part (18) of the collecting support grate (1ti are connected, which are adapted to the shape of the reactor pressure vessel cover (3), almost sit on him.

4. Nuclear reactor according to claims 1 to 3, characterized in that that the pressure vessel located below the bottom (4) of the reactor catches the carrier st (10 is located a little below the control rod drives.

5. Nuclear reactor according to claims 1 to 4, characterized in that that at the ignition of the pressure chamber (8) blocks (18) are arranged with their free ends almost touch the reactor pressure vessel (2).

6. Nuclear reactor according to claims 1 to 5, characterized in that that the free probes of the blocks (18) made of a shock-absorbing material, for example Ceramics, and at the same time serve as thermal insulation.