DE2052335C3 - Sicherheitsbehältersystem für natriumgekfihlte Kernreaktoren - Google Patents
Sicherheitsbehältersystem für natriumgekfihlte KernreaktorenInfo
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Description
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Sicherheitsbehältersystem
für natriumgekühlte Kernreaktoren nach dem Oberbegriff des 1. Anspruchs.
Sicherheitsbehältersysteme für Kernreaktoren bestehen im allgemeinen aus mehreren druckfesten und
gasdichten Schalen, von denen mindestens eine unter sehr hohen Anforderungen an die Gasdichtheit
ausgeführt ist, um den Austritt radioaktiver Gase zu vermeiden. Die sogenannten Sicherheitsbehälter üblicher
Bauart sollen einerseits dem maximal möglichen Unfalldruck standhalten und andererseits möglichst w»
weitgehend gasdicht sein. Sie haben mit Rücksicht auf Festigkeit und Gewicht zylindrische und/oder kugelige
Formen und werden entweder ganz aus Stahl hergestellt oder aus Beton hergestellt und mit einer
dünnen aber sehr dichten Stahlhaut überzogen. Beim n>
zwangsläufigen Übergang zu immer größeren installierten Leistungen werden bei den üblichen zylindrischen
und/oder kugeligen Sicherheitsbehältern Wandstärken und Durchmesser notwendig, die praktisch nicht mehr
realisierbar sind. Der Auslegung dieser Sicherheitsbehälter liegen hypothetische Unfälle zugrunde, die später
vermutlich unberücksichtigt bleiben können und daher schon jetzt für die Weiterentwicklung großer Kernenergieanlagen
bedeutungslos sind.
Bei wassergekühlten Leistungsreaktoren ist es bekannt,
innerhalb des Sicherheitsbehälters große Wasser- oder sogar Eismengen zu speichern, in denen ein
Teil des im Schadensfall austretenden Dampfes kondensiert wird und damit der Unfalldruck herabgesetzt
wird. In der US-Patentschrift 34 53 176 sind bereits Steinmassen als Wärmespeicher angegeben, die aber
mittels Sprühdüsen und mit Wasser gekühlt werden. Solche Wärmespeicher sind aber bei natriumgekühlten
Reaktoren mit Rücksicht auf die heftige chemische Reaktion zwischen Natrium und Wasser nicht zulässig.
Außerdem sind die Folgen eines Schadensfalles bei wassergekühlten Leistungsreaktoren ganz anders als
bei natriumgekühlten Reaktoren. Wegen der höheren Siedetemperatur des Natrium können die Betriebsdrükke
viel geringer sein und auch die freiwerdende Energie ist wesentlich geringer, wenn man die chemische
Reaktion des Natriums mit Wasser oder Luftsauerstoff ausschließen kann.
Die Nachteile der großen zylindrischen und/oder kugeligen Sicherheitsbehälter sind außer den Kosten die
schwierige Nachprüfbarkeit der Dichtigkeit, die Beherrschung der Wärmespannungen zwischen einer gasdichten
Stahlblechhaut und einem Betonbehälter und die Empfindlichkeit gegen Einwirkungen von außen, beispielsweise
dem Absturz eines Flugzeuges.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist ein Sicherheitsbehältersystem
für natriumgekühlte Kernreaktoren zur Abgrenzung der Folgen eines Druck- und Temperaturanstiegs aufgrund des in der Reaktorzelle
verdampfenden Natriums und zur Vermeidung der radioaktiven Gefährdung der Umgebung im Schadensfall,
in dreischaliger Betonbauweise. Dieses Sicherheitsbehältersystem soll die Nachteile der großen zylindrischen
und/oder kugeligen Sicherheitsbehälter vermeiden.
Diese Aufgabe wird bei einem Sicherheitsbehältersystem der eingangs genannten Art durch die Maßnahmen
gemäß dem kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 gelöst. Die rechteckigen und ebenen Wände und
Decken sind preisgünstiger herzustellen, leichter abzudichten und stützen sich bei Einwirkungen von außen
auf einander ab. Die Wärmesenke kann im Schadensfall einen erheblichen Teil der aus dem Reaktorkern frei
werdenden Wärmeenergie aufnehmen und begrenzt dadurch den maximal möglichen Druck im inneren
Containment. Die Füllung des inneren Containments mit einem chemisch inerten Gas verhindert Natriumbrände
im Schadensfall und begrenzt ebenfalls den maximal möglichen Unfalldruck. Der Verzicht auf eine
im Schadensfall wirksame aktive Kühlung der Wärmesenke von außerhalb des inneren Containments erhöht
die Sicherheit. Die dadurch bedingten größeren Räume und Massen sind immer noch geringer als bei den bisher
üblichen zylindrischen und/oder kugeligen Sicherheitsbehältern.
Um im Schadensfall einen schnellen Temperaturausgleich
zwischen der heißen Reaktorzelle und der Wärmesenke zu ermöglichen, wird erfindungsgemäß
vorgeschlagen, daß der die Wärmesenke enthaltende Druckentlastungsraum im inneren Containment über
mehrere große Kanäle mit der Reaktorzelle in
Verbindung steht und diese Kanäle durch im Schadensfall schnell und vollständig öffnende Klappen oder
Berstscheiben verschlossen sind. Dadurch wird im Normalbetrieb ein Temperaturausgleich diTch Konvektion
vermieden.
Um klare und übersichtliche Strömungsverhältnisse im Schadensfall nach dem ersten Druckstoß zu schaffen,
wird erfindungsgemäß vorgeschlagen, einen Teil der
Kanäle im oberen Bereich und einen Teil der Kanäle im unteren Bereich des inneren Containments anzuordnen,
so daß eine Umwälzung der Strömung durch natürliche Konvektion stattfindet Es erscheint zweckmäßig, durch
entsprechende größere Bemessung der oberen Kanäle und/oder durch den Ansprechdruck der Klappen oder
Berstscheiben die Umwälzströmung von vornherein in Richtung der natürlichen Konvektion zu lenken.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß die Wärmesenke im inneren
Containment aus Beton besteht und aus mehreren, an einer Wand befestigten Lamellen besteht, die vorzugsweise
senkrecht angeordnet sind und insbesondere an einer Containmentwand angebracht sind.
Die Verwendung von Beton hat sich unter Berücksichtigung von Preis, Raumbedarf, Wärmeübergangszahl
und spezifischer Wärme sowie der einfachen Formgebung als besonders günstig herausgestellt Die
Anordnung in From von Lamellen hat sich als günstig herausgestellt mit Rücksicht auf den geringen Druckverlust
obwohl es andere Anordnungsmöglichkeiten gibt die einen besseren Wärmeübergang erwarten
lassen.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß das äußere Containment, also die
mittlere der drei vorgesehenen Schalen des Sicherheitsbehältersystems, an seiner Außenseite mit einer
gasdichten Stahlblechhaut oder mit einer plastisch aufgebrachten Beschichtung gasdicht abgedichtet ist.
Dieses äußere Containment enthält nicht nur das innere Containment, sondern auch alle Nebenanlagen, die
während des Reaktorbetriebes radioaktive Medien enthalten können.
Die Vorteile der vorliegenden Erfindung liegen darin, daß jede der drei Schalen des Sicherheitsbehältersystems
im wesentlichen nur für eine bestimmte Funktion optimal und mit größter Sicherheit ausgeführt werden
kann und die dafür notwendigen Forderungen mit einem erträglichen Aufwand realisierbar sind. Im
folgenden wird für jede der drei Schalen des Sicherheitsbehältersystems die Funktion näher erläutert
und ihre Vorteile gegenüber den bekannten Sicherheitsbehältersystemen herausgestellt.
Das innere Containment begrenzt die unmittelbaren Folgen eines Druck- und Temperaturanstiegs aufgrund
des in der Reaktorzelle verdampfenden Natriums. Da keine wasser- oder dampfführenden Rohrleitungen
vorhanden sind und das innere Containment vollständig mit einem chemisch inerten Gas gefüllt ist, kann keine
zusätzliche Druck- und Temperaturerhöhung durch chemische Reaktion des Natriums entstehen. Ein großer
Teil der freiwerdenden Wärme wird im Druckentlastungsraum aufgenommen, so daß der maximal mögliche
Druck gering bleibt. Mit Rücksicht auf Wärmespannungen in den Betonwänden sollten die maximalen
Temperaturdifferenzen zwischen innen und außen 50° nicht übersteigen. Mit Rücksicht auf chemische Reaktion
zwischen dem Natrium und dem im Beton enthaltenenen Wasser sollte die Wandtemperatur 120°
nicht übersteigen. Diese Forderung läßt sich aber durch eine Verkleidung mit hitzebeständigen Stoffen der
gefährdeten Wände im Bereich der Reaktorzelle verwirklichen. Unter diesen Umständen kann man auf
eine extrem gasdichte Ausführung des inneren Containments verzichten, die mit Rücksicht auf die zahlreichen
Leitungsdurchführungen auch sehr aufwendig wäre.
ίο Das äußere Containment hat zwei wesentliche
Funktionen, die aber nicht gleichzeitig verwirklicht werden müssen. Einerseits soll das äußere Containment
bei einem Schadensfall im inneren Containment wie auch bei Schäden an den Nebenanlagen im äußeren
is Containment weitgehend gasdicht bleiben. Diese Forderung ist leicht zu verwirklichen, da keine hohen
Druck- oder Temperaturbelastungen auftreten können und auch nur wenige Leitungsdurchführungen und
Schleusen vorhanden sind. Andererseits übernimmt das äußere Containment den Schutz gegen Einwirkungen
von außen, beispielsweise einen Flugzeugabsturz. In diesem Fall erweist es sich als günstig, daß man das
äußere Containment zusammen mit dem inneren Containment in bezug auf die Festigkeit als eine Einheit
betrachten kann.
Die dritte Schale des Sicherheitsbehältersystems, das Reaktorgebäude, soll nur einen geringen Unterdruck
zwischen Gebäude und dem äußeren Containment aufrecht erhalten, so daß die Luft im Gebäude
kontrolliert und über Filter in den Abluftkamin geleitet werden kann. Daher kann dieses Gebäude sowohl
statisch als auch in bezug auf Dichtheit mit geringen Anforderungen ausgeführt werden.
Die F i g. 1 und 2 zeigen ein mögliches Ausführungsbeispiel der Erfindung.
Die F i g. 1 zeigt einen senkrechten Schnitt durch das dreischalige Sicherheitsbehältersystem, entsprechend
dem Schnitt II-II in F i g. 2.
Die F i g. 2 zeigt einen waagrechten Schnitt, entsprechend dem Schnitt I-1 in F i g. 1.
Die F i g. 2 zeigt einen waagrechten Schnitt, entsprechend dem Schnitt I-1 in F i g. 1.
In F i g. 1 ist Teil 1 der Reaktortank aus Stahl und TdI 2 der biologische Schild aus Beton. Teil 3 ist die
Betonwand des inneren Containments, während Teil 4 die Betonwand des äußeren Containments darstellt, die
mit einer gasdichten Stahlblechhaut 5 verkleidet ist. Teil 6 ist die Betonwand des Reaktorgebäudes. Teil 7 ist der
Reaktordeckelraum, der mit dem inneren Containment verbunden ist und gegen den Raum des äußeren
Containments durch die Haube 8 abgeschlossen ist. Teil 9 ist der sogenannte Druckentlastungsraum, in dem
zahlreiche Betonlamellen 10 an der Wand 3 des inneren Containments angebracht sind. Teil 11 ist einer von zwei
Kanälen an der unteren Begrenzung des inneren Containments durch den der Druckentlastungsraum 9
mit der Reaktorzelle 12 verbunden ist Teil 13,14 und 15 sind die drei Primärzellen, in denen die Natriumpumpen
und Zwischenwärmetauscher untergebracht sind. Teil 16 ist eine Stahlblechwanne in der Reaktorzelle 12, in
der auslaufendes Natrium aufgefangen wird. Teil 17 ist
hi eine Umlenkung des Kanals 11, die mit einer Haube 18
das Eindringen von Natrium in den Kanal 11 verhindert.
Teil 19 und 20 sind öffnungen in den Wänden der Primärzellen an der oberen Begrenzung des inneren
Containments.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (7)
1. Sicherheitsbehältersystem für natriumgekühlte Kernreaktoren zur Abgrenzung der Folgen eines
Druck- und Temperaturanstiegs aufgrund des in der s Reaktorzelle verdampfenden Natriums und zur
Vermeidung der radioaktiven Gefährdung der Umgebung im Schadensfall, in dreischaltiger Betonbauweise,
bestehend aus einem inneren Containment, einem äußeren Containment und einem diese
umfassenden Reaktorgebäude, dadurch gekennzeichnet, daß alle drei Schalen (3,4,6) im
wesentlichen aus rechteckigen und ebenen Wänden und Decken hergestellt sind und im inneren
Containment (3) ein Druckentlastungsraum (9) mit einer Wärmesenke aus einem mit Natrium chemisch
nicht reagierenden Material vorhanden ist, deren Funktion im Schadensfall von wärmeabführenden
Rohrleitungen unabhängig ist
2. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der die Wärmesenke
enthaltende Druckentlastungsraum (9) im inneren Containment (3) über mehrere große Kanäle (11,19,
20) mit der Reaktorzelle (12) in Verbindung steht.
3. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Kanäle durch im
Schadensfall schnell und vollständig öffnenden Klappen oder Berstscheiben verschlossen sind.
4. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß ein Teil der Kanäle im
oberen Bereich (19 und 20) und ein Teil der Kanäle im unteren Bereich (11) des inneren Containments
(3) angeordnet sind.
5. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Wärmesenke im
inneren Containment (3) aus Beton besteht.
6. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Wärmesenke im
inneren Containment (3) aus mehreren, an einer Wand befestigten Lamellen (10) besteht.
7. Sicherheitsbehältersystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das äußere Containment
(4) an seiner Außenseite mit einer Stahlblechhaut (5) oder mit einer plastisch aufgebrachten
Beschichtung gasdicht abgedichtet ist.
Priority Applications (5)
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FR2111814B1 (de) | 1974-09-06 |
US3748227A (en) | 1973-07-24 |
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