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Bes chreibunq Titel: Konzept zur Einspeisung von Kühlwasser in den
Reaktor- -druckbehälter eines Leichtwasserreaktors.
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Anwendungsgebiet: Die Erfindung betrifft ein Schaltungskonzept mit
zugehörigen Steuerorganen, um im-Falle eines Störfalles verbunden mit einem Kühlmittelverlust
in den Reaktordruckbehälter eines Leichtwasserreaktors sog. Notkühlwasser einzuspeisen
und im Anschluß an diese Einspeisung die Nachkühlung des Reaktorkernes zu ermöglichen.
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Eine Anwendung der Erfindung ist vorwiegend in sog. Druckwasserreaktoren,
die mit leichtem Wasser (H20) gekühlt werden, zweckmäßig. Der Hauptteil der Erfindung,
nämlich ein selbsttätiges Steuerorgan, ist generell zum Freischalten bestimmter
Strömungswege in 2 verschiedene Zonen abhängig von vorhandenen Druckdifferenzen
zwischen diesen Zonen auch in anderen Reaktortypen geeignet.
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Zweck: Die Sicherstellung der Wärmeabfuhr nach der Abschaltung des
Reaktors und auch nach einem Störfall ist bekanntermaßen unumgänglich notwendig.
Handelt es sich bei dem oben angesprochenen Störfall z.B. um ein Ereignis, bei dem
Kühlwasser aus dem unter hohem Druck arbeitenden Hauptkühlkreislauf eines Reaktors
entweicht, (sog. Kühlmittel verluststörfall) so muß vor allem der Wasserverlust
durch geeignete Systeme laufend ergänzt werden. Solche Systeme bezeichnet man üblicherweise
als Sicherheitseinspeise-Systeme
Neben dieser laufenden Ergänzung
des durch ein Leck entweichenden Kühlwassers durch sog. Notkühlwasser muß für eine
ausreichende Kühlung des laufend eingespeisten Notkühlwassers gesorgt werden, um
auf diese Weise die sog. Nachzerfallswärme des Reaktorkernes abzuführen. Solche
Systeme bezeichnet man üblicherweise mit " Nachkühlsysteme ".
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Bekanntermaßen sind nun innerhalb einer Kernkraftwerks anlage das
sog. Sicherheitseinspeisesystem und das sog. Nachkühlsystem meist in irgendeiner
Weise miteinander kombiniert.
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Man spricht dann meist vom Not-Nachkühl-System (engl.
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ECCS, emergency core cooling system).
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Zweck der Erfindung ist es, die Sicherheitseinspeisung und Nachkühlung
so vorzunehmen, daß die thermodynamischen Prozesse beim Ablauf des sog. Kühlmittelverluststörfalles
in der Weise beeinflußt werden, daß mit hoher Zuverlässigkeit, mit geringstmöglichen
Notkühlwassermengenr optimale Kühlverhältnisse im Reaktorkern erreicht werden. Ein
weiterer, am Rande liegender Zweck der Erfindung ist es, den Nachweis der wirkungsvollen
Funktion dieser Erfindung höchstwahrscheinlich sicherer und wirtschaftlicher erbringen
zu können und damit Unsicherheitszuschläge abbauen zu können. Dies ist besonders
wichtig, da bekanntlich solchen Systemen große sicherheitstechnische Bedeutung zukommt.
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Stand der Technik: Heutige Leichtwasserreaktoren besitzen zur Beherrschung
eines Kühlmittelverluststörfalles sog. Not- und Nachkühlsysteme. Diese Systeme sind
aus Zuverlässigkeitsgründen mehrfach vorhanden (Stränge) und bestehen jeweils aus
verschiedenen Teilsystemen. Bei den meisten Anlagen dieser Art speist jeder Strang
Notkühlwasser an bestimmten Stellen der Rohrleitungen des sog. Primärsystemes, also
außerhalb des eigentlichen Reaktordruckbehälters,in die soo.
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Hauptkühlmittelleitung ein, (siehe z.B. VGB-Kern-Kraftwerksseminar
1970.)
Kritik des Standes: Das gesamte eingespeiste Notkühlwasser
gelangt durch bekannte Lösungen nicht direkt an die Stelle, wo es eigentlich zur
Kühlung gebraucht wird, nämlich zum Reaktorkern.
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Die bekanntesten Lösungen lassen keine optimale Strönungsführung des
Notkühlwassers zum Reaktorkern abhängig von der zufälligen Leckposition innerhalh
des Primärsystemes erkennen.
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Die ablaufenden technisch- physikalischen Prozesse nach Auftreten
eines Leckfalles im Primärsystem sind bei den augenblicklichen Lösungen der Not-
und Nachkühlsysteme überaus komplex und daher in ihren Analysen mit vielen Zuschlägen
zur sicheren Seite hin abzudecken.
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Aufgabe: Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, das Notkühlwasser
direkt in den Reaktordruckbehälter einzuspeisen, wobei durch ein hydrauliches,selbsttätiges
Steuerorgan das otkühlwasser in zwei verschiedene, durch Strukturteile getrennte
Bereiche des ReaRtordruckbehälters,wahlweise geleitet werden soll. Dabei gehört
es mit zur Aufgabe der Erfindung, daß das selbsttätige Steuerorgan die Schaltung
der 2 möglichen Strömungswege so vornimmt, daß je nach Ort des Leckes im Hauptkühlkreislauf
die thermodynamisch wirkungsvollere Variante für die NotkühJwasse.r-Z-uspeisung
freigeschaltet wird. Als weitere Aufgabe der Erfindung ist anzusehen, für den normalen
Nachkühlbetrieb bei ungestörter Reaktoranlage (normales Abfahren der Anlage) einsetzbar
zu sein.
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Lösung: Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß an
ausgewählten Positionen des Reaktordruckbehälters hestimmte
Rohrleitungen
des Not- und Nachkühlsystems einmünden und das durch diese Rohrleitungen in den
Reaktordruckbehälter eingespeiste Notkühlwasser durch ein selbsttätiges hydrauliches
Steuerorgan wahlweise in 2 verschiedene Zonen des Reaktordruckbehälters geleitet
wird. Zur Lösung dieser Aufgabe ist erfindungsgemäß desweiteren notwendig, verschiedene
bereits bekannte und notwendige Teilsysteme des Not-und Nachkühlsystems in einer
ganz bestimmten Weise durch Rohrlei tungen miteinander zu verbinden, um erfindungsgemäß
ein optimales Konzept zur Einspeisung von Notkühlwasser in den Hauptkühlkreislauf
eines Druckwasserreaktors zu verwirklichen.
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Ein Beispiel dieser erfindungsgemäßen Lösungsmöglichkeit ist in Abb.
1 und Abb. 2 schematisch dargestellt. Dort finden sich in den Legenden auch die
üblichen Bezeichnungsweisen.
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Weitere Ausgestaltung der Erfindung: Die selbsttätige, hydrauliche
Steuerung des in den Reaktordruckbehälter eingespeisten Notkühlwassers in 2 verschiedene
Zonen des Reaktordruckbehälters erfolgt zweckmäßigerweise durch die im Falle eines
Kühlmittelverluststörfalles sich einstellenden Druckdifferenz zwischen der Zone
1 und der Zone 2 siehe Abb. 1). Das heißt, ist der Gesamtdruck p1 in der Zone 1
und damit die Kraft auf die Fläche eines Steuerkörpers (siehe Abb. 1, Pos. 6 ) größer
als in Zone 2, erfolgt eine Bewegung des Steuerkörpers von Stellung 2'A" in Richtung
zum niedrigeren Gesamtdruck, also zur Stellung aB". Damit wird jeweils ein Strömungsweg
a oder"b" für das Notkühlwasser in die Zone mit höherem Druck freigeschaltet. So
ist gewährleistet, daß das Notkühlwasser nach der Einspeisung den Reaktorkern immer
durchströmt. Neben der direkten Beaufschlagung des Steuerkörpers (siehe Abb. 1,
Pos. 6) mit dem Druck Pl in Zone 1 und p2 in Zone 2 ist natürlich eine Druckbeaufschlagung
des Steuerteiles über Druckimpulsleitungen prinzipiell möglich.
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Zum Erhalt einer wirksamen Druckdifferenz vor und hinter dem Steuerkörper
sind die zu seiner Beweglichkeit vorzusehenden Spalte in bekannter Weise mit z.B.
Kolbenringen abzudichten.
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Bei der Ausgestaltung des Steuerorganes nach Abb. 1 ist sichergestellt,
daß die Ruhelage des Steuerkörpers immer in Stellung 'A ist (siehe Abb. 1), da bei
Betrieb der Hauptumwälzpumpen die resultierende wirksame Druckdifferenz dies erzwingt.
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Um den Steuerkörper bei einer wirksamen Druckdifferenz zwischen den
Zonen 1 und 2 in einer der beiden-Stellungen "A' oder liB> sicher stabil zu halten,
ist es wie üblich notwendig, die Durchtrittsquerschnitte im Rohr (Pos 4 , Abb. 1)
so anzuordnen, daß der Steuerkörper (6) in keiner Stellung gleichzeitig Bohrungen
in Querschnittsebene 1 und Querschnittsebene 2 (siehe Abb. 1) freigibt.
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Durch geeignete Ausführung des Durchtrittsquerschnittes nach Pos.
7 , Abb. 1 ist erreichbar, daß auch blei Saugbetrieb in einem Steuerorgan der Steuerkörper
in der Stellung A' bleibt, in die er entweder durch die von den Hauptumwälzpumpen
oder dem Naturumlauf im Reaktordruckbehälter erzeugte Druckdifferenz geschoben wird.
(Für den Nachkühlbetrieb der Reaktoranlage wichtig!) Zur Wiederholungsprüfung der
Beweglichkeit des Steuerkörpers kann bei geeigneter Gesamtausführung des Steuerorganes
heim Brennelementwechsel ein fernbedienbares Werkzeug in üblicher Weise eingesetzt
werden.
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Zum erforderlichen Aushau des Kernbehälters (Pos. 2 , Abb.1) ist dafür
Sorge zu tragen, daß das Konstruktionsteil, das Zone 1 von Zone 2 (siehe Pos. 8
, Abb. 1) hydraulich trennt, vorher ausbaubar ist und damit dann das Ausfahren des
Kernbehälters nach oben freigibt.
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Zur Beaufschlagung der Steuerorgane mit Notkühlwasser und für den
Betriebsfall "achkühlen" werden die Rohrleitungen der verschiedenen Teilsysteme
(Pos. 22 , 23 , 24 Abb. 2) jeweils direkt mit den Einspeiseleitungen (Pos. 20 21
21) zweckmäßigerweise verbunden (Pos. 25 , Ahb. 2).
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Erzielbare Vorteile: Mit Hilfe dieses Konzeptes zur Einspeisung des
Notkühlwassers werden z.B. folgende Vorteile gegenüber bisher bekannten Lösungen
erzielt: - Die Position des Lecks im Falle des Kühlmittelverluststörfalles bestimmt
direkt und automatisch die zur wirksamen Kühlung des Kernes bessere Einspeiseposition.
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- Das Notkühlwasser wird direkt dort eingespeist, wo es zur Kühlung
notwendig ist und muß nicht erst, wie zur Zeit bekannt, über die Hauptkühlmittelleitung
dem Reaktorkern zufließen.
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- Notkühlwasserverluste durch KurzschluRströmungen oder direktes
ungenutztes Ausströmen durch das Leck sind praktisch vermieden. Damit ist eine Einsparung
von Pumppnkapazität möglich.
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- Die Redundanz der Zuspeisepositionen am Reaktordruckbehälter und
damit auch praktisch der Stränge des Not- und Nachkühlsystems ist nicht mehr aus
Symetriegründen an die Zahl der Hauptkühlkreisläufe gebunden.Damit ist eine zuverlässigkeitstechnisch
optimale Lösung leichter zu finden.
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- Bekannte Auswahlschatungen zur wahlweisen Einspeisung von Notkühlwasser
an zwei verschiedene Positionen einer Hauptumwälzleitung können entfallen.
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- Die ablaufenden technisch-physikalischen Vorgänge bei der Einspeisung
von Notkühlwasser sind bei der erfindungsgemäßen Ausführung höchstwahrscheinlich
leichter zu analysieren und damit können Sicherheitszuschläge fEr Unsicherheiten
abgebaut werden.
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Legende: Position 1 Reaktordruckbehälter Position 2 Kernbehälter
Position 3 Ringspalt Position 4 Einspeiseleitung Position 5 Steuerorgan Position
6 Steuerkörper Position 7 Durchtrittsquerschnitt Position 8 Dichtkörper Position
10 Reaktordruckbehälter Position 11 Dampferzeuger Position 12 Hauptumwälzpumpe Position
13 Hauptkühlmittelleitung Position 14 Nachkühlpumpe Position 15 Sicherheitseinspeisepumpe
Position 16 Druckspeicher Position 17 Flutbehälter Position 18 Nachkühler Position
19 Reaktorgebäude - Sumpf Position 20 Einspeiseleitung in Reaktordruckbehälter Position
21 Einspeiseleitung in Reaktordruckbehälter bzw.
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Saugleitung für Nachkühlbetrieb Position 22 Teilsystem I, Druckspeichersystem
(Kennzeichnender Teil) Position 23 Teilsystem II, Nachkühlsystem (Kennzeichnender
Teil) Position 24 Teilsystem III, Sicherheitseinspeisesystem (Kennzeichnender Teil)
Position 25 Bereich des Verbindens von Teilsystem I,II und III mit Einspeiseleitungen
20 und 21 P1 .......... Gesamtdruck in Zone 1 p2 .......... . Gesamtdruck in Zone
2 A Stellung A des Steuerkörpers B .......... Stellung B des Steuerkörpers a ..........
Strömungsweg bei Stellung A b .......... Strömungsweg bei Stellung B 1------- 1
Querschnittsebene 1 2------- 2 Querschnittsebene 2