DE2556558A1 - Verfahren und vorrichtung zum einschluss von reaktor-kernschmelzen bei hypothetischen kernkraftwerk-stoerfaellen - Google Patents
Verfahren und vorrichtung zum einschluss von reaktor-kernschmelzen bei hypothetischen kernkraftwerk-stoerfaellenInfo
- Publication number
- DE2556558A1 DE2556558A1 DE19752556558 DE2556558A DE2556558A1 DE 2556558 A1 DE2556558 A1 DE 2556558A1 DE 19752556558 DE19752556558 DE 19752556558 DE 2556558 A DE2556558 A DE 2556558A DE 2556558 A1 DE2556558 A1 DE 2556558A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- salt
- heat
- reactor core
- meltdown
- reactor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
- Verfahren und Vorrichtung zum Einschluß von Reaktor-Kern-
- schmelzen bei hypothetischen Kernkraftwerk-Störfällen.
- Ein hypothetischer Störfall (Super-GaU) eines Xernreaktors kann zu bedeutenden Freisetzungen radioaktiver Stoffe an die Umwelt führen und mit Personen- und/oder Sachschäden verbunden sein, die mit dem beschriebenen Verfahren nebst Vorriehtung verhindert werden sollen.
- Es ist bekannt, daß bei Kernreaktoren bedeutende Ansxrengungen unternommen werden, um unzulässig hohe Freisetzungen von radioaktiven Stoffen zu verhindern.
- Vielfache Barrieren verhindern im Normalbetrieb von Kernreaktoren unzulässig hohe Freisetzungen von radioaktiven Stoffen an die Umwelt.
- Bei oder nach Störfällen sorgen redundante und diversitäre Sicherheitssysteme soweit wie möglich für den Erhalt und das Funktionieren der noch intakten Barrieren, die damit bei allen bisher angenommenen Störfällen unzulässig hohe Freisetzungen von radioaktiven Stoffen an die Umwelt verhindern sollen.
- Aber in jüngster Zeit werden auch hypothetiscbe Störfälle diskutiert, die zwar große Auswirkungen auf die Umgebung. von Kernkraftverken haben können, jedoch wegen ihrer sehr niedrigen Eintrittswahrscheinlichkeit bei allen bisherigen Standorten keinen merklichen Risikobeitrag liefern (Rasmussen: Reaktor-Sicherheitsstudie, Wash 1400).
- "ah Auffassung der Bundesregierung und der Geneliinigungsbehörden müsse bei der Wahl des Standorts in der Wähe von Bevölkerungszentren der fehlende Sicherheitsfaktor Abstand durch zusätzliche technische Einrichtungen ersetzt werden. ?? ( VDI-Nachrichten, 14.11.75 Lothar Schulz:"Kernkraftwerke in Ballungsgebieten" ) Das Hauptanliegen dieser verschärften Sicherheitsanforderungen -- nämlich die Verhinderung unzulässig hoher Freisetzungen von radioaktiven Stoffen an die Umwelt auch nach hypothetischen Störfällen -- kann nur mit zusätzlichen Vorrichtungen, die die bisherigen Sicherheitseinrichtungen ergänzen, erfüllt werden.
- Bisher sind verschiedene Vorrichtungen (z.B. P 23 63 845.1 oder P 23 63 844.0) vorgeschlagen worden, mit denen die Kernschmelze nach einem hypothetischen Störfall aufgefangen werden soll.
- Diese bieten jedoch keine Lösung folgender Probleme: - Gewährleistung der Wärmeabfuhr des "Corecatchers" (die vorgeschlagenen "Corecatcher" erfordern ein auch nach einem hypothetischen Störfall funktionierendes Kühlsystem zur Abfuhr der Nachwärme) - sichere Trennung von "Corecatcher" und Kühl- bzw.
- Moderatormittel - z.B. zur Verhinderung von Dampsexplosionen -- spätere Beseitigung der Reaktor-Kernschmelze.
- Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahr-en und eine entsprechende Vorrichtung zur Lösung der genannten Probleme zu entwickeln.
- Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die Vorrichtung unterhalb des Reaktordruckbehälters aus einer Sperrschicht gegen Kühl- bzw. Moderatormittel sowie aus einem Lager mit solchem Salz bzw. solcher Salzmischung besteht, daß der durchgeschmolzene Reaktor-Kern thermische Energie - im wesentlichen Zerfallswärme der Spaltprodukte (Nachwärme) - an das Salz bzw. die Salzmischung abgibt, wobei die freigesetzte Wärme als latente Schmelz- bzw. Umwandlungswärme aufgenommem wird und wobei nach Erreichen der Schmelz- bzw. Umwandlungstemperatur keine weitere Temperaturerhöhung auftritt, während nach einem Durchschmelzen des Reaktor-Kerns durch vorhandene Wände - z.B. von Reaktordruckbehälter, Sicherheitsbehälter, Betonkonstruktion etc. -ein Absperren solcherart entstandener Öffnungen - z.B. durch aushärtenden Schaum und/oder durch eine andere wiederzuschmelzende Schicht -z.B. Thermoplaste- - erfolgt, um ein Nachströmen von Kühl- bzw. Moderatormittelszu verhindern, in dem sich der aushärtende Schaum aufgrund der Erwärmung der Schicht aus Schaum bildenden Substanzen selbsttätig entwickelt, wenn der Reaktor-Kern durch diese Schicht hindurchschmilztsund/oder die wiederzuschnelzende Schicht eine entsprechende Sperre bildet, daß in einer weiteren Ausgestaltung der Erfindung dem Salz bzw. der Salzmischung Neutronen absorbierende Stoffe - z.B. Borsalze - zugesetzt werden, so daß die Reaktor-Kernschmelze ihre ggf. noch oder wieder vorhandene Kritikalität verliert, daß in einer weiteren Ausgestaltung der Erfindung das Salzlager durch eine Oberflächenschicht mit geeigneter geometrischer Form - z.B. Waffelmuster - bedeckt ist, so daß die Fortdauer einer möglichen Kritikalität dadurch verhindert wird, daß die Reaktor-Kernschmelze sich auf verschiedene Hohlräume der Oberflächenschicht verteilt, wobei letztere sowie ggf. weitere Einrichtungen zur Kanalisierung der Reaktor-Kernschmelze aus geeigneten Strukturmaterialien - z.B.
- Schamotte oder solchem Stoff, dessen Abbrenngeschwindigkeit größer ist als dessen Wärmetransportgeschwindigkeit - bestehen, daß in einer weiteren Ausgestaltung der Erfindung das Salz bzw. die Salzmischung sich in einem Behälter befindet, der als Auffangwanne dient, wenn bei einer späteren Auflösung des Salzlagers durch zugegebenes Wasser als Lösungsmittel eine Salzlauge entsteht, daß in einer weiteren Ausgestaltung der Erfindung geeignete Installationen zur Verfügung stehen, um die Salzlauge wegen vorhandener Kontaminationen und ggf. vorhandenel Aktivierung verdünnen und abpumpen zu können, damit die Salzlauge einschließlich der Teile der Reaktor-Kernschmelze einer Wiederaufarbeitung oder Endlagerung zugeführt werden kann.
- Die mit der Erfindung erzielbaren Vorteile bestehen darin, daß sich mit ihr die oben genannten Probleme lösen lassen.
Claims (5)
- Patentansprüche 1. Herfahren und Vorrichtung zun Einschluß von Reaktorkernschmelzen bei hypothetischen Kernkraftwerk-Störfällen, dadurch gekennzeichnet, daß die Vorrichtung unterhalb des Reaktordruckbehälters aus einer Sperrschicht gegen Kühl- bzw. Moderatormittel sowie aus einem Lager mit solchem Salz bzw. solcher Salzmischung besteht, daß der durchgeschmolzene Reaktor-Kern thermische Energie - im wesentlichen Zerfallswärme der Spaltprodukte (Nachwärme) - an das Salz bzw. die Salzmischung abgibt, wobei die freigesetzte Wärme als latente Schmelz- bzw. Umwandlungswärme aufgenommem wird und wobei nach Erreichen der Schmelz- bzw. Umwandlungstemperatur keine weitere Temperaturerhöhung auftritt, während nach einem Durchschmelzen des Reaktor-Kerns durch vorhandene Wände - z.B. von Reaktordruckbehälter, Sicherheitsbehälter, Betonkonstruktion etc. -ein Absperren solcherart entstandener Öffnungen - z.B. durch aushärtenden Schaum und/oder durch eine andere wiederzuschmelsende Schicht -z.B. Thermoplaste-- erfolgt, um ein Wachatrömen von Kühl- bzw. Moderatormittel zu verhindern, in dem sich der aushärtende Schaum aufgrund der Erwärmung der Schicht aus Schaum bildenden Substanzen selbsttätig entwickelt, wenn der Reaktor-Kern durch diese Schicht hindurchschmilztund/oder die wiederzuschmelzende Schicht eine entsprechende Sperre bildet.
- 2. Verfahren und Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekenrlseiohnet, daß dem Salz bzw. der Salzmischung Neutronen absorbierende Stoffe - z.B. Borsalze - zugesetzt werden, so daß die Reaktor-Kernschmelze ihre ggf. noch oder wieder vorhandene Kriti kalität verliert.
- 3. Verfahren und Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Salzlager durch eine Oberflächenschicht mit geeigneter geometrischer Form - z.B. Waffelmuster - bedeckt ist, so daß die Fortdauer einer möglichen Kritikalität dadurch verhindert wird, daß die Reaktor-Kernschmelze sich auf verschiedene Hohlräume der Oberflächenschicht verteilt, wobei letztere sowie ggf. weitere Einrichtungen zur Kanalisierung der Reaktor-Kernschmelze aus geeigneten Strukturmaterialien - z.B.Schamotte oder solchem Stoff, dessen Abbrenngeschwindigkeit größer ist als dessen Wärmetransportgeschwindigkeit - bestehen,
- 4. Verfahren und Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Salz bzw. die Salzmischung sich in einem Behälter befindet, der als Auffangwanne dient, wenn bei einer späteren Auflösung des Salzlagers durch zugegebenes Wasser als Lösungsmittel eine Salzlauge entsteht,
- 5. Verfahren und Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß geeignete Installationen zur Verfügung stehen, um die Salzlauge wegen vorhandener Kontaminationen und ggf. vorhandener Aktivierung verdünnen und abpumpen zu können, damit die Salzlauge einschließlich der Teile der Reaktor-Kernschmelze einer Wiederaufarbeitung oder Endlagerung zugeführt werden kann.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19752556558 DE2556558A1 (de) | 1975-12-16 | 1975-12-16 | Verfahren und vorrichtung zum einschluss von reaktor-kernschmelzen bei hypothetischen kernkraftwerk-stoerfaellen |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19752556558 DE2556558A1 (de) | 1975-12-16 | 1975-12-16 | Verfahren und vorrichtung zum einschluss von reaktor-kernschmelzen bei hypothetischen kernkraftwerk-stoerfaellen |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2556558A1 true DE2556558A1 (de) | 1977-06-30 |
Family
ID=5964515
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19752556558 Withdrawn DE2556558A1 (de) | 1975-12-16 | 1975-12-16 | Verfahren und vorrichtung zum einschluss von reaktor-kernschmelzen bei hypothetischen kernkraftwerk-stoerfaellen |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2556558A1 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0419159A2 (de) * | 1989-09-19 | 1991-03-27 | General Electric Company | Passiver Fluter für die untere trockene Sammelkammer |
-
1975
- 1975-12-16 DE DE19752556558 patent/DE2556558A1/de not_active Withdrawn
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0419159A2 (de) * | 1989-09-19 | 1991-03-27 | General Electric Company | Passiver Fluter für die untere trockene Sammelkammer |
EP0419159A3 (en) * | 1989-09-19 | 1992-01-22 | General Electric Company | Passive lower drywell flooder |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2107479A1 (de) | Verfahren zur Dekontaminierung der Oberflächen von Kernreaktorbauteilen | |
Sehgal | Light water reactor safety: a historical review | |
Taylor | Nuclear safeguards | |
DE2653258C2 (de) | Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens | |
DE2556558A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum einschluss von reaktor-kernschmelzen bei hypothetischen kernkraftwerk-stoerfaellen | |
DE2363844C2 (de) | Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können | |
DE2638174A1 (de) | Verfahren zur entsorgung eines kernkraftwerkes | |
DE3335839C2 (de) | ||
DE2625357B2 (de) | Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle | |
DE3344525A1 (de) | Verfahren zur lagerung abgebrannter brennelemente | |
AT507022A1 (de) | Profilverlagerung neutroneninduzierter 60co-verteilung und schichtweise reduktion an einem primärkreis zum beschleunigten abbruch eines ausgedienten kernkraftwerks | |
Gulden et al. | Safety aspects of the Next european Torus | |
DE2734810C2 (de) | Sicherheitseinrichtung für die Sicherheitshülle eines Druckwasserreaktors | |
Williams | Nuclear Wastes: A Problem of Perspective? | |
Kobayashi | How Agencies That Promote Nuclear Power Are Quietly Managing Its Disaster Narrative. | |
Mawson | Management of radioactive wastes | |
Kwon et al. | Comparison on the IAEA Safety Requirements for Nuclear Fuel Fabrication Facility and the Requirements for Fuel Cycle Research and Development Facility | |
Frieß et al. | Safety analysis and risk assessment of concepts for partitioning and transmutation facilities for high-level radioactive waste | |
Bansal et al. | Review of Fuel Management practices at various stages of nuclear fuel cycle in PHWRs in view of Environmental effects | |
RU2017242C1 (ru) | Ядерный реактор | |
Binford et al. | A Method for the Disposal of Volatile Fission Products from an Accident in the Oak Ridge Research Reactor | |
Hensley | The application of probabilistic risk assessments in demonstrating the adequacy of safety in the design of nuclear chemical plants | |
Young | A Survey of the Governmental Regulation of Nuclear Power Generation | |
DE2603916A1 (de) | Verfahren zum entsorgen fester radioaktiver abfaelle | |
Ackermann | Decommissioning of reactors after accidents |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8130 | Withdrawal |