DE2622050A1

DE2622050A1 - Verdampfungskuehlung fuer die schmelze eines reaktorkerns

Info

Publication number: DE2622050A1
Application number: DE19762622050
Authority: DE
Inventors: Herbert Dipl Ing Skocdopole
Original assignee: Kraftwerk Union AG
Current assignee: Kraftwerk Union AG
Priority date: 1976-05-18
Filing date: 1976-05-18
Publication date: 1977-12-08
Also published as: DE2622050C2

Description

VerdamDfungskUhlung für die Schmelze eines Reaktorkerns
Die Erfindung befaßt sich mit einer Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns in einer Sicherheitshülle mit einer Wanne zur Aufnahme der Schmelze, die mit Wasser gekühlt wird und ein Vielfaches der Querschnittsfläche des Reaktorkerns aufweist. Sie geht damit von einem rein hypothetischen Unfall aus, der äußerst unwahrscheinlich ist und das gleichzeitige Versagen der normalen Kühleinrichtungen und aller Notkühleinrichtungen voraussetzt.
Nach der deutschen Offenlegungsschrift 20 35 089 ist im Inneren der Sicherheitshülle ein Wasserbehälter gelegen, der oberhalb der mit Rohren versehenen Wanne angeordnet ist. Die Rohre, die einerseits mit dem Wasserbehälter verbunden sind, führen auf der anderen Seite der Wanne zu einem Steigrohr, das über den Wasserspiegel des Behälters herausragt. Wenn in der Wanne Schmelze des Reaktorkerns aufgefangen wird, so verdampft das Wasser in den Rohren. Der Dampf entweicht aus dem Steigrohr, während Wasser aus dem Behälter zur Wanne nachströmt. Bei einer Ausführungsform der genannten Offenlegungsschrift soll der Dampf wieder kondensiert werden, so daß sich ein Kreislauf ergibt. Jedenfalls ist offensichtlich nur daran gedacht, die Kühlung innerhalb der Sicherheitshülle vorzunehmen.
Die Erfindung hat eine Verdampfungskühlung der eingangs genannten Art zum Ziel, bei der die Kühileistung wesentlich größer ist und auch über einen längeren Zeitraum wirksam bleiben kann.
Dies ist deshalb wichtig, weil man für den Fall eines Schmelzens des Reaktorkerns damit rechnen muß, daß in der Schmelze noch nach Tagen oder sogar Wochen eine Wärmeentwicklung im Megawatt-Bereich stattfindet.
Gemäß der Erfindung ist vorgesehen, daß die Wanne ein Teil der Sicherheitshülle ist und auf der Außenseite in einem mit einem See, Fluß oder dergleichen verbundenen Wasserraum ruht, von dem ein Dampfauslaß über einen Kamin ins Freie führt.
Bei der Erfindung steht für die Wärmeabfuhr aus der Kernschmelze eine praktisch unbegrenzte Wassermenge zur Verfügung. Außerdem ist die Intensität der Kühlung erheblich größer als beim Bekannten, weil der Dampf ungehindert ins Freie entweichen kann. Wegen dieser größeren Kühlwirkung kann man damit rechnen, daß die Temperatur der Wanne genügend klein bleibt, zum Beispiel 5000nicht überschreitet. Deshalb kann die Wanne, wie die Sicherheitshülle überhaupt, die Trennwand zwischen dem radioaktiven Inventar des Reaktors und dem Kühlmittel bilden, das allenfalls durch eine die Wanne durchdringende Strahlung beansprucht werden kann.
Die Wanne besteht vorzugsweise aus einem Blech, dessen Wandstärke sehr gering im Verhältnis zu ihrer Fläche ist. Deshalb ist der Wårmeübergang nur durch den fast vernachlässigbaren Wärmewidestand des Bleches gegeben. Vor allem ist deshalb im Gegensatz zum Bekannten nicht zu befürchten, daß die Wanne durch Wärmespannungen reißt, was die Kühlung undefiniert beeinträchtigen könnte. Allenfalls können im Blech geringe plastische Dehnungen auftreten, die den dichten Einschluß radioaktiver Stoffe in der Sicherheitshülle nicht beeinträchtigen.
Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung weist die Wanne eine vom Wasser umspülte obere Ringwand auf, deren Breite ein Viertel des Wannendurchmessers oder mehr beträgt. Diese Ringwand kann zur Abfuhr von Strahlungswärme benutzt werden, die bei den zu erwartenden Temperaturen der Kernschmelze in der Größenordnung von einem Drittel der gesamten Wärme liegt.
Der Kühleffekt wird dadurch gegenüber der bekannten Anordnung wesentlich erhöht.
Das große Wasservolumen des Wasserraumes, der die Wanne umgibt, kann bei der Anordnung nach der Erfindung noch zu einer weiteren Sicherung gegen die Freisetzung der Radioaktivität eines Kernkraftwerkes benutzt werden. Zu diesem Zweck kann der Wasser raum mit dem Inneren der Sicherheitshülleüber ein Sicherheitsventil verbunden sein. ueber dieses Sicherheitsventil kann der Innenraum entlastet werden, wenn bei einem Zusammentreffen an sich nicht vorstellbarer Umstände der Druck in der Sicherheitshülle so weit steigen sollte, daß ein Sprengen der Sicherheitshülle zu befürchten ist. In diesem Fall wird zwar auch Radioaktivität aus dem Inneren der Sicherheitshülle in den außerhalb gelegenen Wasserraum abgeführt. Die Freigabe an die Atmosphäre ist aber dennoch um mehrere Größenordnungen geringer als wenn die Sicherheitshülle selbst reißen würde. Das Wasser hält nämlich den größeren Teil der Radioaktivität, insbesondere strahlende Halogenide fest, so daß der aus dem Kamin ins Freie führende Dampf nur relativ gering radioaktiv ist.
Weitere Einzelheiten der Erfindung ergeben sich aus der folgenden Beschreibung eines Ausführungsbeispiels anhand der beiliegenden Zeichnung.
In der Figur ist ein Ausschnitt aus einem Kernkraftwerk mit einem Druckwasserreaktor dargestellt. Zu diesem gehört ein Reaktordruckbehälter 1, der über eine Doppelleitung 2 mit einem Dampferzeuger 3 verbunden ist. An dem Dampferzeuger 3 ist eine Pumpe 4 angebaut, die den Primärkühlkreis schließt.
Der Reaktordruckbehälter 1 enthält einen Reaktorkern 6, der in bekannter Weise aus Brennelementen zusammengesetzt ist.
Die darin erzeugte Wärme wird im Normalbetrieb durch unter Druck stehendes Wasser abgeführt, das seinerseits im Dampferzeuger 3 Speisewasser zum Antrieb einer Turbine verdampft.
Der Reaktordruckbehälter 1 sitzt in einer Reaktorgrube 7, die von Betonwänden 8 eines Reaktorgebäudes 9 umschlossen wird. Das Reaktorgebäude 9 ist mit den genannten Komponenten 1,2,3,4 des Druckwasserreaktors in einer kugelförmigen Sicherheitshülle 10 aus Stahl eingeschlossen, die sich auf einen Betonsockel 11 abstützt.
Unter der Reaktorgrube 7 ist eine Wanne 12 angeordnet, die als Rotationskörper mit dem aus der Figur ersichtlichen flachen Querschnitt ausgebildet ist. Der Durchmesser D des Rotationskörpers ist etwa doppelt so groß wie der Durchmesser d der Reaktorgrube 7. Deshalb beträgt die Querschnittsfläche der Wanne 12 offensichtlich ein Vielfaches des Querschnittes des Reaktorkerns 6. Der uebergang von dem weitesten Bereich der Wanne 12 zu einer Öffnung 13 in der kugelförmigen Sicherheitshülle 10 wird von einer Ringwand 14 gebildet, an deren oberen Rand 15 mit einem Balg 16 ein dichter Anschluß an die Sicherheitshülle 10 vorgesehen ist. Die Breite B der Ringwand 14 beträgt 1/4 des Wannendurchmessers D.
Der Boden 18 der Wanne ist über eine Vielzahl von Stützen 19 mit dem Betonsockel 11 verankert. Er trägt auf der Innenseite ein Gitterwerk 20, das die Aufgabe hat, herabstürzende schwere Kernteile und Behälterteile aufzufangen. Für den gleichen Zweck sind zwei übereinander angeordnete Fangroste 22 und 23 in einem Schachtrohr 24 vorgesehen, das in Verlängerung der Reaktorgrube 7 in die Wanne 12 führt.
Der Betonsockel 11 umgibt die Wanne 12 mit Abstand. Dadurch entsteht ein Raum 25, der über einen Kanal 26 mit einem in der Figur nicht gezeichneten See in Verbindung steht. Der Raum 25 ist deshalb mit Wasser gefüllt, das in praktisch unbegrenzter Menge, d.h. mit einem sehr großen Vielfachen des Volumens zur Verfügung steht, das der Raum 25 selbst aufweist.
An der Oberseite des Wasserraumes 25 ist ein Kanal 27 angeschlossen, der mit einem nicht dargestellten Kamin verbunden ist.
Der Kamin führt ins Freie. Er muß nicht besonders hoch sein, denn er soll in erster Linie sicherstellen, daß im Wasserraum 25 entstehender Dampf ohne Stau abströmt.
Der Wasserraum 25 enthält ferner eine ringförmige Abblaseleitung 30, von der ein Rohr 31 in das Innere der Sicherheitshülle 10 führt. Dort ist ein Sicherheitsventil 32 angeordnet, das aus einer Vielzahl einzelner Sicherheitsventile mit kleinerem Querschnitt zusammengesetzt sein kann. Das Sicherheitsventil 32 kann aber auch in Form einer Bruchmembran ausgebildet sein, die bei einem gegebenen Druck reißt und damit den Durchlaß freigibt.
FUr den Fall, daß bei einem Zusammentreffen von Umständen, die im einzelnen ausgeschlossenen erscheinen, unter anderem beim Ausfall der normalen Kühlung und der mehrfach redundant vorgesehenen Notkühlung, der Reaktorkern 6 infolge Überhitzung zu schmelzen beginnt und seinerseits den Reaktordruckbehälter 1 schmilzt, fließt die Kernschmelze in die Wanne 12. Sie breitet sich dort sehr schnell über den Boden 18 aus, weil die Schmelze bei den zu erwartenden Temperaturen etwa ebenso dünnflüssig wie Wasser ist. Die Wärme dieser Schmelze wird praktisch augenblicklich an das Wasser im Wasserraum 25 abgegeben. Es entsteht Dampf, der über den Kamin entweicht. Gleichzeitig wird Wasser durch den Kanal 26 zugeführt, so daß stets für eine ausreichende Kühlung der Wanne 12 gesorgt ist. Die Temperaturen können 5009nicht überschreiten, so daß die Festigkeit der Wanne und damit die Dichtigkeit der Sicherheitshülle 10 gewahrt ist.
Auf Grund der hohen Temperatur wird die Wärme der Kernschmelze nicht nur durch den Boden 18 sondern auch über die Ringwand 14 abgeführt, da diese von der am Boden 18 ruhenden Schmelze durch Wärmestrahlung erwärmt wird. Die Strahlungswärme, die insgesamt zunächst etwa 1/3 der Wärme der Schmelze überhaupt ausmacht, trifft bei der erfindungsgemäßen Wanne auf eine Fläche, die fast 3/4 der Fläche des Bodens 18 beträgt.
Sollte aus bisher gar nicht vorstellbaren Gründen einmal im Inneren der Sicherheitshülle ein Druck auftreten, der die Festigkeit der Sicherheitshülle 10 zu übersteigen droht, so spricht das Sicherheitsventil 32 an. Damit ergibt sich eine Druckentlastung, weil der Überdruck in Form von Dämpfen und Gasen in den Wasserraum 25 abgeleitet wird. Dabei hält das Wasser die Radioaktivität, die mit den Dämpfen oder Gasen transportiert wird, weitgehend zurück. Selbst dann, wenn der Unfall später noch zu einem Schmelzen des Kerns und damit zu einer starken Dampfbildung im Bereich des Wasserraumes 25 führen sollte, ist die mit dem Dampf freigesetzte Radioaktivität noch um mehrere Größenordnungen geringer als wenn die Sicherheitshülle 10 ohne Druckentlastung aufgesprengt werden würde.
4 Patentansprüche 1 Figur L e e r s e i t e

Claims

patentansDrUche 09 Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns in einer Sicherheitshülle mit einer Wanne zur Aufnahme der Schmelze, die mit Wasser gekühlt wird und ein Vielfaches der Querschnittsfläche des Reaktorkerns aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (12) ein Teil der Sicherheitshülle (10) ist und auf der Außenseite in einem mit einem See, Fluß oder dergleichen verbundenen Wasserraum (25) ruht, von dem ein Dampfauslaß (27) über einen Kamin ins Freie führt.
2. Verdampfungskühlung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (12) aus einem Blech besteht, dessen Wandstärke sehr gering im Verhältnis zu ihrer Fläche ist.
3. Verdampfungskühlung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (12) eine vom Wasser umspült obere Ringwand ('4) aufweist, deren Breite (B) ein Viertel des Wannendurchmessers (D) oder mehr beträgt.
4. Verdampfungskühlung nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Wasserraum (25) mit dem Inneren der Sicherheitshülle (10) huber ein Sicherheitsventil (32) verbunden ist.