DE2625357B2 - Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft einen Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle, die von einem Betonfundament gertragen wird, wobei unterhalb des Reaktorkerns eine Auffangvorrichtung für bei einem Unglücksfall schmelzende Kernbestandteile vorgesehen ist, welche Vorrichtung Schlitze zur Aufnahme der Kernschmelze aufweist

Aus der deutschen Offenlegungsschrift 17 64 306 ist ein schneller Brutreaktor bekannt, der mit Gas gekühlt wird. Er hat innerhalb des Reaktordruckbehälters unter seinem Reaktorkern eine Auffangvorrichtung, die die bei einem Versagen des Reaktorkerns herabfallenden Bruchstücke verteilen soll, um die Kühlung zu

to verbessern und die kritische Masse zu verringern. Zu dieser Auffangvorrichtung gehört ein Abschirmschild mit spaltförmigen Kühltaschen, zwischen denen Kühlkanäle für ein Hauptkühlmittel, nämlich das Kühlgas des Reaktors und gegebenenfalls ein Hilfskühlmittel verlaufen.

Die bekannte Einrichtung zum Auffangen und Verteilen von Bestandteilen des Reaktorkerns ist jedoch schon im Hinblick auf ihre Anordnung im Reaktordruckbehälter so klein, daß sie nur bei funktionierender Kühlmittelströmung zuverlässig wirken kann. Gerade dies soll aber nach neuesten und strengsten Unfall-Hypothesen nicht vorausgesetzt werden dürfen.
Die Erfindung geht demgegenüber von der Aufgabe aus, das Auffangen der Kernschmelze mit einfacheren Mitteln zu bewirken. Mit anderen Worten gesagt soll ohne großen zusätzlichen Aufwand etwa für eine redundante Kühlung dafür gesorgt werden, daß ein schmelzender Reaktorkern mindestens für längere Zeit keine Auswirkungen auf die Atmosphäre hat, weil die Kernschmelze in der bei jedem Kernreaktor vorhandenen, den Reaktordruckbehälter umgebenden Sicherheitshülle eingeschlossen bleibt.
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Reaktor dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß diese Schlitze im Betonfundament vorgesehen sind und eine vielfach größere Wandfläche als die Querschnittsfläche des Reaktorkerns aufweisen.

Hier ist also im Gegensatz zu der vorstehend beschriebenen deutschen Offenlegungsschrift darauf verzichtet, den Reaktordruckbehälter als dauerhaften Einschluß bei einem Versagen des Reaktorkerns zu ertüchtigen. Dies bedeutet bei den aus Stahl bestehenden Reaktordruckbehältern von Leichtwasserreaktoren eine erhebliche Verringerung des Volumens, so daß die wirtschaftliche Herstellung, wie sie derzeit üblich ist, beibehalten werden kann. Für die Abfuhr der Wärme der Kernschmelze wird auf die gegenüber dem Kernquerschnitt vielfach größere Flächen des Betonfundaments der Sicherheitshülle zurückgegriffen. Diese vielfach größere Fläche wird durch die Anordnung der Schlitze gemäß der Erfindung weiter vervielfacht, so daß eine geringe spezifische Wärmebeanspruchung entsteht, die die Übertragung der Nachwärme des schmelzenden oder geschmolzenen Reaktorkerns ohne lokale Überhitzung ermöglicht.

Aus der deutschen Offenlegungsschrift 20 35 089 ist es zwar noch bekannt, unterhalb des Reaktordruckbehälters eines Kernreaktors eine Metallwanne vorzuse-

bo hen, die die Kernschmelze auffangen und kühlen soll. Die Wärmeabfuhr ist nur für das Innere des Reaktorgebäudes dargestellt Aus den Abmessungen eines dort aufgestellten Wasserbehälters, der eine Steigleitung für Dampf speist der in Kühlrohren der

(>"· Wanne entsteht, läßt sich jedoch schließen, daß die Kühlung nur begrenzte Zeit ausreichen kann. Dann ist mit der Zerstörung der Wanne zu rechnen, weil es keine Werkstoffe gibt, die der Wärmeentwicklung der

Schmelze auf die Dauer widerstehen können.

Die Schlitze, die bei der Erfindung die Kernschmelze verteilen und damit die Wärmeabfuhr verbessern, können zugleich die Ausbreitung der Kernschmelze steuern, wenn diese in den Beton weiter eindringen sollte. Dazu können die Schlitze entweder beim Gießen des Betonfundaments oder durch nachträgliches Ausbreiten geschaffen werden. Für den ersten Fall genügt es, wenn im Beton Einlagen vorgesehen sind, die aus einem thermisch wesentlich weniger festem Material als Beton bestehen, z. B. aus geschäumtem Kunststoff. Die Einlagen geben dann bei Erwärmung durch die Kernschmelze die Schlitze frei.

Besonders günstig sind mehrere geneigt verlaufende Schlitze, die nebeneinander angeordnet sind, weil damit in einem gegebenen Volumen des Betonfundaments mehr fein verteilte Kernschmelze untergebracht werden kann als in einem einzigen etw? vertikal verlaufenden Schlitz. Die Schlitze können sich in vertikaler Richtung überlappen, um die Kernschmelze unabhängig von ihrem ursprünglichen Entstehungsort mit Sicherheit aufzufangen und zu verteilen, wenn sie sich in den Beton des Fundaments hineinfrißt.

Bei einem Kernreaktor mit einer Sicherheitshülle, die von einem Betonfundament getragen wird, kann man nach einer Weiterbildung der Erfindung im Betonfundament auf der Außenseite der Sicherheitshülle Kühlkanäle vorsehen. Vorzugsweise sorgt man dafür, daß die in den Schlitzen ausgebreitete Kernschmelze im gekühlten Bereich der Sicherheitshülle eine Wärmestromdichte von höchstens 10 W/cm² ergibt und daß die Kühlung durch einen geschlossenen Kühlkreis mit Naturumlauf erfolgt Bei derart geringen Wärmestromdichten, wie sie durch die Verteilung in Schlitzen gemäß der Erfindung, mit relativ geringem Aufwand zu erreichen sind, genügt nämlich ein Naturumlauf der Kühlflüssigkeit z. B. dadurch, daß die Kühlkanäle im Normalzustand mit Wasser gefüllt sind, das bei Erwärmung durch die Kernschmelze verdampft, an geeigneter Stelle kondensiert und dann als Kondensat zurückgeführt wird. Man erreicht dadurch ein passives System, das selbsttätig in Gang tritt, wie aus der eingangs genannten deutschen Offenlegungsschrift 20 35 089 bekannt ist, ohne daß eine besondere Wanne mit ihren Nachteilen benötigt wird. Da die Wärmeabfuhr außerdem außerhalb der Sicherheitshülle erfolgt, können wesentlich größere Wärmemengen ohne große Temperaturunterschiede transportiert werden, so daß die Beanspruchungen der Sicherheitshülle kleiner sind als beim Bekannten.

Eine weitere Ausbildung der Erfindung besteht darin, daß zur Wärmeabfuhr aus dem Bereich der Schlitze Wärmerohre vorgesehen sind. Solche Wärmerohre können die in den Schlitzen entstehende Wärme an die verschiedensten Stellen weiterleiten, um die Wärmestromdichte zu verringern und als Wärmesenke ausreichende Teile des Reaktorgebäudes oder der Umgebung zu erreichen, z. B. das den Kernreaktor umgebende Erdreich, darin stehendes Grundwasser oder auch Oberflächen-Gewässer, die in der Umgebung vorhanden sind. Dabei bilden die Wärmerohre ihrerseits eine sichere Trennwand für radioaktive Bestandteile, die selbst dann noch wirksam bleibt, wenn eine die Radioaktivität an sich einschließende Sicherheitshülle nicht mehr dicht sein sollte.

Von den Schlitzen können durch den Beton führende Dampfauslaßkanäle ausgehen, die dem Reaktorkern und/oder dem Bereich der Kernschmeize abgekehrt sind, damit das Abströmen des Dampfes, der überwiegend auf das im Beton gebundene Wasser zurückgeht, nicht behindert wird. Damit soll ein Druckaufbau im Bereich der Schlitze vermieden werden, der eventuell dem Eintreten der Kernschmelze entgegenwirken könnte.

Der Beton im Bereich der Schlitze kann in vorteilhafter Weise praktisch ausschließlich silikatische Zuschläge aufweisen. Gemeint ist damit, daß keine

ίο karbonatischen Zuschlagstoffe verwendet werden, die bei Erhitzung Kohlendioxid abgeben. Dagegen kann der Beton in vorteilhafter Weise ein Schwerbeton mit Flußspatzuschlägen sein. Günstig sind ferner Zuschläge, die die Rekombination von Wasserstoff und Sauerstoff zu V/asser fördern, z. B. Kupferoxid, weil Wasser durch Oxidation zersetzt werden kann, wenn die Kernschmelze Eisen angreift. Deshalb empfiehlt es sich, daß der Beton im Bereich der Schlitze keine eisenhaltige Armierung aufweist Sollten dort Armierungen notwendig sein, so können sie aus Nichteisenmetall, z. B. Messing, bestehen.

Zur näheren Erläuterung der Erfindung ist in der Zeichnung ein Ausführungsbeispiel dargestellt, das im folgenden beschrieben wird. Es handelt sich um einen Druckwasserreaktor mit leichtem Wasser als Kühlmittel und Moderator. Seine Leistung beträgt z. B. 4000 MW*

Die in der Figur in einem Schnitt schematisch dargestellte Reaktoranlage ist weitgehend rotations-

JO symmetrisch. Das Reaktorgebäude umfaßt eine Stahlkugel 1 mit etwa 50 m Durchmesser als Sicherheitshülle und eine diese umgebende Sekundärabschirmung 2 aus Beton. Die Sekundärabschirmung 2 ruht auf einem Betonfundament 3, das in das Erdreich 4 bis unterhalb

Jj des Grundwasserspiegels 5 eingelassen ist.

Die Stahlkugel 1 ruht in einer etwa im unteren Viertel ihrer Unterseite angepaßten Betonschale 7, die in das Betonfundament 3 übergeht. Sie enthält im Inneren Betoneinbauten 8, die im unteren Teil als Fundament 9 die Komponenten der Druckwasserreaktoranlage tragen, wie z. B. einen stählernen Reaktordruckbehälter 10, der einen strichpunktiert angedeuteten Reaktorkern 11 umschließt und in eine Reaktorgrube 12 ragt.
Wenn bei einem Umfall nicht nur die normale Kühlung des Reaktors ausgefallen ist, sondern trotz aller Sicherheitsmaßnahmen auch die Notkühlung mit all ihren redundanten Sicherungen versagen sollte, beginnt der Reaktorkern 11, der ursprünglich in bekannter Weise aus zu Brennelementen zusammengefaßten Brennstäben mit z. B. 1201 nuklearem Brennstoff besteht, auf Grund der Nachwärmeleistung 7.u schmelzen. Der Reaktordruckbehälter 10 wird in seinem unteren Bereich über den Schmelzpunkt erwärmt, so daß eine Kernschmelze 13 als Mischung aus den genannten 120 t Brennstoff, etwa 75 t Stahl und 28 t Zircaloy entsteht, das als Hüllrohr- und Strukturmaterial der Brennstäbe im Reaktordruckbehälter 10 vorhanden

war.

Die Schmelze 13 sammelt sich zunächst am Grund der

bo Reaktorgruppe 12, die den Reaktordruckbehälter umgibt. Dort beginnt bei Temperaturen von etwa 1300° der auf der Innenseite der Sicherheitshülle 1 vorhandene Beton des Betonfundaments 9 zu schmelzen. Das im Beton gebundene Wasser wird als Dampf freigesetzt.

h"> Ferner entstehen Gase, insbesondere Wasserstoff, so daß der Druck in der Sicherheitshülle 1 steigt. Dabei frißt sich die Schmelze 13, die sich mit Betonbestandteilen anreichert, in das Fundament 9 hinein und gelangt in

eine Vielzahl von rotationssymmetrischen Schlitzen 15, die unterhalb der Reaktorgrube 12 im Querschnitt bogenförmig ausgebildet und einander schräg überlappend angeordnet sind.

Wie schon der in der Figur gezeigte Querschnitt klar erkennen läßt, ist die Wandfläche der Schlitze 15 um ein Vielfaches größer als der ursprüngliche Querschnitt des Reaktorkerns 7 mit etwa 12 m². In den Schlitzen 15 verteilt sich die Kernschmelze letztlich auf deren Wandfläche von z.B. 10 000m². Die in der Schmelze erzeugte Nachwärmeleistung wird dann über anschließend beschriebene Kühleinrichtungen abgeführt.

Die Temperatur in der Sicherheitshülle wird einmal durch eine Kühlung der Stahlkugel 1 durch Kühlwasserrohre 17 verringert, die auf der Außenseite der Stahlkugel in den Beton des Fundaments 3 eingebettet sind und mit einer strichpunktiert gezeichneten Leitung 18 an einen Fluß 19 als Kühlwasserquelle angeschlossen sind. Die Rohre 17 stehen in möglichst gutem Wärmekontakt mit der Stahlkugel 1. Ihre Wasserfüllung kann durch Thermosiphonwirkung in Umlauf gebracht werden, wie in der eingangs genannten Offenlegungsschrift 20 35 089 angegeben ist. Dabei wird bei hohen Temperaturen Dampf erzeugt, der über eine Leitung 20 abgeführt werden kann. Bei tieferen Temperaturen erfolgt eine Rückleitung in das Flußwasser 19 oder das Grundwasser 5. Die gekühlte Fläche der Stahlkugel 1 beträgt etwa 500 m². Daraus ergibt sich bei einer Nachwärmeleistung von 25 MW,a eine mittlere Wärmestromdichte von 5 W/cm².

Eine weitere Kühlmöglichkeit ist durch die Wärmerohre (heat pipes) 24 und 25 angedeutet. Mit ihnen kann Wärme aus dem Bereich der Schütze 15 von der Außenseite der Sicherheitshülle 1 einmal an die Oberfläche der Sekundärabschirmung 2 transportiert werden, damit sie von dort beispielsweise an die Außenluft abgeführt wird. Der Transport kann aber auch mit dem Wärmerohr 25 in das Grundwasser 5 führen, wie die Figur zeigt, oder in das Flußwasser 19 oder das Erdreich 4, wie nicht weiter dargestellt ist.

Im Zwischenraum 27 zwischen der Sicherheitshülle 1 und der Sekundärabschirmung 2 sind Sprüheinrichtun gen 28 angeordnet, die in nicht näher dargestelltei Weise an eine Druckwasserquelle angeschlossen sind

^r> Mit den Sprüheinrichtungen wird die Temperatur dei Stahlkugel 1 verringert, so daß eine Kühlung unc gegebenenfalls Kondensation des darin eingeschlossenen Dampfes erfolgt. Zu dem gleichen Zweck kann eine innere Sprühleitung 30 mit Sprühdüsen 31 eingesetzl

in werden. Wichtig ist, daß diese Sprühleitung, wie dargestellt, nur außerhalb des Bereichs der Schlitze 15 liegt, damit das Sprühwasser nicht durch Verdampfung zur Druckerhöhung beiträgt. Aus dem gleichen Grunde sind Dampfleitungen 32, die von den Schlitzen 15 in der Reaktorkern 11 abgekehrte erhöhte Bereiche führer und damit einen Druckaufbau im Bereich der Schlitze 15 verringern, mit U-förmig gebogenen Auslaßstutzen 33 versehen, so daß dort kein Sprühwasser eindringer kann.

Das Reaktorgebäude weist in den der Reaktorgrubt 12 benachbarten Räumen 35 einen durch eine Abrundung 36 erhöhten Boden auf, damit das Niveai des Bodens über dem mit 37 bezeichneten, höchster denkbaren Spiegel der Kernschmelze 13 liegt. Mar

2·) kann dadurch vermeiden, daß sich die Kernschmelze 13 seitlich durch den Beton 8 frißt und in der Sicherheits hülle 1 anfallendes Sprüh- und Leckwasser, für das dei abgerundete Boden 36 der Räume 35 den Sumpf bildet mit der Kernschmelze 6 in Berührung kommt unc dadurch verdampft wird.

Der Beton des Fundaments 9 enthält im Bereich der Schlitze 15 praktisch ausschließlich silikatische Zuschläge sowie Kupferoxid zur Rekombination von Wasser stoff und Sauerstoff. Dort sind auch eisenhaltige

J5 Armierungen vermieden, da sie die Entstehung vor Wasserstoff fördern, und durch Armierungen aus Messing, Bronze od. dgl. ersetzt. Das Eisen der Stahlkugel 1 ist dort durch eine 5 cm dicke feuerfeste Schamotteschicht 38 geschützt.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims (11)

Patentansprüche:

1. Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle, die von einem Betonfundament getragen wird, wobei unterhalb des Reaktorkerns eine Auffangvorrichtung für bei einem Unglücksfall schmelzende Kernbestandteile vorgesehen ist, welche Vorrichtung Schlitze zur Aufnahme der Kcrnschmelze aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß diese Schlitze (15) im Betonfundament (9) vorgesehen sind und eine vielfach größere Wandfläche als die Querschnittsfläche des Reaktorkerns (11) aufweisen.

2. Atomkernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere geneigt verlaufende Schlitze (IS) nebeneinander angeordnet sind.

3. Atomkernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß sich die Schlitze (15) in vertikaler Richtung überlappen.

4. Atomkernreaktor nach Anspruch I, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß im Betonfundament (3) auf der Außenseite der Sicherheitshülle (1) Kühlkanäle (17) vorgesehen sind.

5. Atomkernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die in den Schlitzen (15) ausgebreitete Kernschmelze im gekühlten Bereich der Sicherheitshülle (1) eine Wärmestromdichte von höchstens 10 W/cm² ergibt und daß die Kühlung durch einen geschlossenen Kühlkreis (17,18,19, 20) mit Naturumlauf erfolgt.

6. Atomkernreaktor nach einem oder mehreren der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß zur Wärmeabfuhr aus dem Bereich der Schlitze (15) Wärmerohre (heat pipes) (24, 25) vorgesehen sind.

7. Atomkernreaktor nach einem oder mehreren der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß von den Schlitzen (15) durch den Beton (9) führende Dampfauslaßkanäle (32) ausgehen, die dem Reaktorkern (11) und/oder dem Bereich der Kernschmelze (13) abgekehrt sind.

8. Atomkernrekator nach einem oder mehreren der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Beton im Bereich der Schlitze (15) praktisch ausschließlich silikatische Zuschläge aufweist.

9. Atomkernreaktor nach einem oder mehreren der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Beton im Bereich der Schlitze (15) ein Schwerbeton mit Flußspatzuschlägen ist.

10. Atomkernreaktor nach einem oder mehreren der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Beton im Bereich der Reaktorgrube (12) und der Schlitze (15) Zuschläge aufweist, die die Rekombination von Wasserstoff und Sauerstoff zu Wasser fördern, z. B. Kupferoxid (CuO).

11. Atomkernreaktor nach einem oder mehreren der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Beton im Bereich der Schlitze (15) keine eisenhaltige Armierung aufweist.