DE2653258C2 - Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens - Google Patents

Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens

Info

Publication number
DE2653258C2
DE2653258C2 DE2653258A DE2653258A DE2653258C2 DE 2653258 C2 DE2653258 C2 DE 2653258C2 DE 2653258 A DE2653258 A DE 2653258A DE 2653258 A DE2653258 A DE 2653258A DE 2653258 C2 DE2653258 C2 DE 2653258C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
water
core
melt
collecting
soluble
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.)
Expired
Application number
DE2653258A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2653258A1 (de
Inventor
Mario Dalle Dipl.-Ing. Dr. 7513 Stutenseee Donne
Stefan Dipl.-Ing. Dr. 7530 Pforzheim Dorner
Gustav Dipl.-Phys. Dr. 7500 Karlsruhe Schumacher
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Original Assignee
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH filed Critical Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority to DE2653258A priority Critical patent/DE2653258C2/de
Priority to US05/841,796 priority patent/US4300983A/en
Publication of DE2653258A1 publication Critical patent/DE2653258A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2653258C2 publication Critical patent/DE2653258C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016Core catchers
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)

Abstract

Das Prinzip des Verfahrens beruht auf dem stufenweisen Eindringen der Coreschmelze in das Boratlager unter gleichzeitigem Aufloesen darin. Durch den Aufloesevorgang wird zugleich die Nachzerfallswaerme der Coreschmelze vom Borat aufgenommen. Zur Beseitigung der erstarrten Schmelzermasse wird in die Auffangwanne Wasser eingebracht. Durch das Herausloesen des wasserloeslichen Borats verbleibt die oxidische Phase des Cores in Pulverform zurueck, so dass dieses Pulver zusammen mit dem Wasser aus der Auffangwanne, bzw. aus dem Reaktorgebaeude herausgesaugt werden kann. chromatographie in Saeulen erfolgen, wie sie ueblicherweise fu

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktorkerns entstehen können, bei welchem das Eindringen der Kernschmelze in die Reaktorumhüllung durch Abkühlen- und zumindest teilweise Erstarrenlassen der Schmelze in einer Auffangwanne unter dem Reaktorkern verhindert wird, und bei welchem die auf das Niederschmelzen des Kerns und Erstarren der Schmelze folgende Beseitigung der schwierig zu entfernenden, erstarrten Masse durch Mischen und Verdünnen des oxidischen Teils der Kernschmelze mit zuvor in die Auffangwanne eingebrachten anorganischen Oxiden oder Salzen erleichtert wird, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens.
Zur Vermeidung eines unkontrollierten Austretens einer nieder?chme!zenden Reaktor-Kernmasse aus dem Reaktorbereich wurden bereits verschiedene Vorschläge gemacht. Diese Vorschläge beruhen hauptsächlich auf dem Versuch, die Kernschmelze durch geeignete Maßnahmen bzw. durch eine geeignete Auffangvorrichtung an der Oberfläche so zu kühlen, daß die Kernschmelze spätestens an der Kontaktstelle zur Auffangwanne erstarrt und damit ein weiteres Eindringen der Kernschmelze in die Reaktorumhüllung verhindert wird. So wurden beispielsweise metallische Auffangwannen, die u. U. auf ihrer Innenseite mit Graphit beschichtet sind, ein Kühlsystem enthalten und innerhalb der Reaktordruckbehälter angeordnet sind, beschrieben. Solche Auffangwannen können Einbauten zum Auftrennen der Kernschmelze in Teüportionen zum Vermeiden eines Kritikalitätsunfalles aufweisen.
In der DE-OS 22 34 744 wird eine Auffangwanne mit einem über ihr angeordneten Sprühsystem für Wasser vorgeschlagen, um bei einem Abschmelzen des Kerns die Kernschmelzen-Masse mit Wasser in Tröpfchenform zu kühlen. Eine Kühlung mit flüssigem Metall, z. B. mit Kupfer, Blei oder Aluminium wurde ebenfalls in Erwägung gezogen.
Die bisher vorgeschlagenen Kühlmittel weisen jedoch alle gravierende Nachteile auf, z. B. lösen sie nicht die Kernschmelze auf. So verbleiben einerseits die nachzerfallswärme-erzeugenden Spaltprodukte in der Kernschmelze in relativ kleinem Volumen konzentriert und andererseits entsteht nach der Erstarrung der Schmelze eine in Wasser unlösliche, mechanisch schwerbearbeitbare Masse. Die Konzentrierung der Spaltprodukte bedingt eine hohe Temperatur der Schmelze und damit verknüpft, entsteht eine höhere Gefährdung der Umgebung. Eine in Wasser unlösliche, schwerbearbeitbare, erstarrte Kernschmelzen-Masse macht die Aufräumung
der Unfallstelle sehr schwierig, wenn nicht gar unmöglich.
Es sind auch schon Vorschläge zum Auffangen einer Kernschmelze gemacht worden, bei denen -die erstarrte Kernschmelze aufgelöst bzw. suspendiert werden soll. So wurde die Auflösung der Kernschmelze z. B. in Beton und Basalt diskutiert Dadurch entsieht aber wiederum ein schwerbearbeitbares Produkt Außerdem sind die Lösevorgänge in derartigen komplexen Auffangmitteln unüberschaubar und mit vielen offenen Fragen \ erbunden. Auch der Vorschlag, die Kernschmelze in flüssigem Blei zu suspendieren, führt zu einem schwierig entfernbaren Unfallendprodukt
In der DE-OS 23 63 844 wird eine Einrichtung offenbart, die aus einer Auffangwanne und einer darin angeordneten, evtl. von einer Metallfolie umgebenen, Schutzschicht aus Oxiden oder Salzen besteht.
Diese Einrichtung hat die Aufgabe, die Gefahren einer Wasserstofffreisetzung und deren Folien, die bei Auftreten eines Kernschmelzen-Unfalles bei einem mit Wasser, Wasserdampf oder Gas gekühlten Kernreaktor auftreten können, zu verhindern. Als Oxide oder Salze tür die Schutzschicht werden dort MgO, CaO, B2O3, SiO2, Borate, Phosphate, Chromate und Karbonate genannt. Die in der Auffangwanne durch nichts unterbrochene Schutzschicht bewirkt daß bei einem Kernschrnelzen-Unfall die Kernschmelze zunächst entweder an einer oder auch an mehreren Stellen die Schutzschicht der Auffangwanne aufschmilzt, durchbricht, und als Ganzes, d. h. sowohl der oxidische Teil als auch der metallische Teil der Kernschmelze, die Schutzschicht unterläuft, so daß der metallische Teil der Kernschmelze von der inzwischen insgesamt aufgeschmolzenen Schutzschicht der Auffangwanne lückenlos überdeckt wird. Eine andere mögliche Wirkung der Schutzschicht der Auffangwanne wird darin gesehen, daß zumindest ein Teil der Schutzschicht sich mit zumindest einem Teil des oxidischen Kernschmelzenteils zu einer Masse mischt, die eine peringere Dichte aufweist als der metallische Teil der Kernschmelze und deshalb diese überschichtet. In beiden Fällen wird erreicht, daß ein Kontakt zwischen dem metallischen Teil der Kernschmelze und Wasser oder Wasserdampf verhindert wird. Nur im letzteren Fall besteht die Möglichkeit, daß das Aufräumen der Unfallstelle erleichtert wird, was jedoch durch die erstarrten Massen der metallischen und der oxidischen Kernschmelzfe 1 icht in gewünschtem Maße und immer sichergestellt ist.
Der Erfindung liegt nun die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren und eine Anordnung zur Durchführung dieses Verfahrens zu schaffen, daß eine einfache, sichere, schnelle und praktisch vollständig durchführbare Entsorgung der Unfal'stelle gewährleistet.
Die Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß man den oxidischen Teil der Kernschmelze in ein aus mehreren übereinanderliegenden Schichten eines oder mehrerer wasserlöslicher Auffangmittel bestehendes Bett in einer Auffangwanne stufenweise eindringen läßt, den oxidischen Teil der Kernschmelze in dem (den) in einer etwa gleichen Gewichtsmenge wie die Kernschmelze vorgelegten Auffangmittel(n) löst, die Lösungsschmelze zu einer glasähnlichen, jedoch vorwiegend wasserlöslichen Masse erstarren läßt und nach Abkühlen auf eine Temperatur, bei der eine Wasserstoff-Freisetzung vermieden wird, die erstarrte Masse mit Wasser oder Wasserdampf aus der Auffangwanne herauslöst und herausschwemmt.
Vorteilhafterweise läßt man den oxidischen Teil der Kernschmelze auf Schichten aus umhüllten Formstükken eintropfen oder einfließen, die das, bzw. die Auffangmittel enthalten.
Zur Durchführung des Verfahrens wird gemäß der Erfindung eine Anordnung vorgeschlagen, bei welcher in ein^r kühlbaren, auf der Innenseite mit einer festhaftenden Schutzschicht versehenen Auffangwanne eine mit einer Metallfolie umhüllte Schicht einer Schutzsubstanz aus Oxiden oder anorganischen Verbindungen zum Abkühlen einer Kernschmelze und zum Schutz des metallischen Teils der Kernschmelze vor einem Kontakt mit Wasser oder Wasserdampf angeordnet ist eine Anordnung, die dadurch gekennzeichnet ist, daß die Auffangwanne mit mehreren horizontal übereinanderliegenden Schichten aus umhüllten Formstücken mit einem Auffangmittel, das mit dem oxidischen Teil der Kernschmelze die Lösungsschmelze bildet versehen ist.
Das Auffangmittel besteht vorteilhafterweise aus einem oder mehreren wasserlöslichen Alkaliboraten. In einer Ausbildung der Erfindung liegt innerhalb einer Schicht nur eine wasserlösliche Boratart oder nur eine Art einer Mischung von wasserlöslichen Boraten vor. Unterschiedliche Schichten können unterschiedliche Arten von wasserlöslichen Boraten oder unterschiedliche Arten von wasserlöslichen Boratgemischen enthalten. Die Umhüllung der Formstücke besteht aus Metallen oder Metallegierungen. Als Umhüllung der Formstücke wird mindestens ein Metall oder eine Metallegierung aus der Gruppe Stahl, Eisen, Gußeisen, Nickel, Eisenlegierungen, Nickellegierungen verwendet.
In einer anderen Ausbildung der Erfindung werden als Umhüllung der Formstücke hochschmelzende Gläser oder hochschmelzende keramische Stoffe jedoch mit einem niedrigeren Schmelzpunkt als die Kernschmelze verwendet.
In einer vorteilhaften Weiterbildung der erfindungsgemäßen Anordnung ist auf dem Boden der beschichteten Auffangwanne eine Schicht dicht nebeneinander gepackter, entfernbarer Graphitwannen zum Auffangen des metallischen Teils der Kernschmelze angeordnet.
Das Prinzip des Verfahrens beruht auf dem stufenweisen Eindringen der Kernschmelze in das Boratlager unter gleichzeitigem Auflösen darin. Durch den Auflösevorgang wird zugleich die Nachzerfallswärme der Kernschmelze vom Borat aufgenommen. Zur Beseitigung der erstarrten Schmelzmasse v.'ird in die Auffangwanne Wasser eingebracht. Durch das Herauslösen des wasserlöslichen Borats verbleibt die oxidische Phase des Kerns in Pulverform zurück, so daß dieses Pulver zusammen mit dem Wasser aus der Auffangwanne, bzw. aus dem Reaktorgebäude herausgesaugt werden kann.
Die Erfindung wird im folgenden anhand der Zeichnungen für einen gasgekühlten schnellen Brutreaktor (GSB) erläutert.
Die F i g. 1 zeigt die umhüllten Formstücke 3 mit wasserlöslichem Borat in einer mit Kühlrohren 2 versehenen Auffangwanne 1 innerhalb der Reaktorumhüllung 7 eines 1000 MWe-GSB. Zum zusätzlichen Schutz der Auffangwanne 1 ist an deren Innenseite 4 eine Schutzschicht 5 — in vorliegendem Fall aus Graphit — angebracht. Diese Schutzschicht 5 ist nicht Gegenstand der Erfindung. Es können als leicht wasserlösliche Borate Alkaliborate, d. h. die Lithium-, Kalium-, Natrium-, Rubidium- und Cäsiumborate, verwendet werden. Bei gasgekühlten schnellen Brütern wird man bevorzugt Na2B-(O?, Borax, wegen seiner Verfügbarkeit und wegen seiner günstigen physikalischen und chemischen Eigenschaften einsetzen. Als Hüllmaterial eignet sich Stahl.
Aber auch andere Metalle, wie Eisen, Nickel u. a., sowie Metallegierungen sind verwendbar. Durch die Wahl des Hüllmaterials, d. h. dessen Schmelztemperatur, und der Größe der Formstücke 3 läßt sich das Eindringen der Kernschmelze steuern. Die Schichtdicke des Stahls aus der Kernschmelze eines 1000 MWe-GSB (gleichmäßig auf den Boden der Reaktorkaverne von 50 m2 verteilt) wäre etwa 10—11 cm hoch. Um die am Boden sich ansammelnde metallische Phase aus der Reaktorkaverne leicht entfernen zu können, bringt man auf den Boden der beschichteten Auffangwanne 1 (also unterhalb der Boratlagen) Graphitwannen 6 ein, deren Seitenwände höher sind als die zu erwartende Metallschicht. Das freie Volumen der Wannen kann mit umhüllten Formstücken 3 gefüllt werden. Oberhalb der aus den Formstücken 3 gebildeten Schichten schützt ein Hitzeschild 10 die gekühlte Wand der Auffangwanne 1 gegen zu starke Wärmestrahlung von der herabfließenden Kernschmelze.
Die F i g. 2 zeigt schematisch das stufenweise Eindringen der Kernschmelze in das Boratlager im Kern-Fänger. Dieser Figur liegen unter bestimmten Annahmen errechnete Zeiten bis zum Erreichen der Schmelztemperatur des Stahl (ca. 1427° C) zugrunde.
Das Gewichtsverhältnis z. B. von Natriumborat zur oxidischen Phase der Kernschmelze wird vorteilhafterweise höher als 1 :1 gewählt. Bei der Abschätzung der Eindringzeiten war das Verhältnis Na2B4O?: Kernschmelze ca. 4:3. Wegen des bedeutend geringeren Atomgewichts von Natrium und Bor gegenüber Uran ist das Mol- bzw. Atomverhältnis noch höher. Ein höheres Borat/Brennstoffverhältnis ist erforderlich, um sicherzustellen, daß auch bei vollständiger Reaktion die Wasserlöslichkeit gewahrt ist. Es sind Reaktionen zu Na3UO4 (Natriumuranat) und zu UO2(BO2J2 (Uranylborat) denkbar. Na3UO4 nimmt bereits beim Lagern an Luft sofort H2O und CO2 auf; mit Wasser erfolgt Totalhydrolyse. Mit Wasser hydrolysiert UO2(BO2J2 ebenfalls, es bilde* sich UO3 · 2H2O. Daraus ist zu entnehmen, daß man bein entsprechenden Einsatz der Auffangmittelmenge das Produkt mit der Kernschmelze auflösen, bzw. hydrolysieren kann. Damit wird weiterhin erreicht, daß man den oxidischen Teil der Kernschmelze in fein verteilte Form bringt In dieser Form läßt sich die Kernschmelze in einfacher Weise durch Absaugen aus der Reaktorkaverne entfernen. Das Auflösen und Hydrolysieren kann über einen Kreislauf erfolgen, wobei das Wasser durch Eindampfen der von den suspendierten Partikeln abgesaugten und filtrierten Lösung immer wieder in den Kreislauf eingespeist werden kann.
Durch das erfindungsgemäße Verfahren werden fernbediente mechanische Bcärbcuüngsmäschinen in der Reaktorkaverne überflüssig. Es sind lediglich Wasserzuleitungen 8, bzw. 8a, und Absaugleitungen 9, bzw. 9a, notwendig. Diese einfachen Elemente lassen sich auch nach einem Kernschmelzen in die Reaktorkaverne einführen. Der hydrolysierte Brennstoff fällt in einer zur Wiederaufbereitung günstigen Form an.
Obwohl die Erfindung primär für einen gasgekühlten schnellen Brüter entwickelt ist, zeigt sich, daß sie auch für wassergekühlte und natriumgekühlte Reaktoren bei entsprechender Modifizierung verwendbar ist So muß bei LWR gesorgt werden, daß im Falle eines Unfalles nicht das Wasser das unterhalb des Kernbereichs gelagerte wasserlösliche Borat unkontrolliert wegspülen kann, was bereits mit einer allseitigen Umhüllung des Borats erreicht wird. Das ist bei zweckmäßiger Konstruktion und Kapselung der Auffangmittel ohne weiteres möglich.
Bei natriumgekühlten Reaktoren (wie schnelle Brüter) wird man zweckmäßigerweise ein Borat wählen, das nicht weiter mit metallischem Natrium reagiert. In diesem Falle würde man z. B. NaBO2, Natriummetaborat, einsetzen.
Bei natriumgekühlten schnellen Brütern muß ein Eindringen von Wasser in die Reaktorkaverne von vornherein auszuschließen sein. Bei LWR würde durch die Umhüllung der Boratformstücke 3 kein bzw. kaum zusätzlicher Wasserstoff freigesetzt werden, denn nach dem Aufschmelzen der obersten Hülle der Formstücke würde das Borat einen Kontakt zwischen Stahl und Wasser bzw. Wasserdampf verhindern.
Beim Aufschmelzen nur weniger Formstücke wird man die unbeschädigten Stücke nach der für den Normalfall vorgesehenen Technik entfernen und danach den angeschmolzenen Rest nach der Löse-Abpumpenmethode (Schadsnsfallmethode) räumen. Bei größerem partiellen Erschmelzen der Boratschichten wird man zunächst die Schadensfallmethode der Entsorgung anwenden. Die unbeschädigten Formstücke werden erst danach herausgeholt.
Durch die Erfindung wird erreicht, daß die Nachzerfallswärme nach einem Kernniederschmelzen sicher und ohne weitere aktive Maßnahmen von Auffangmitteln aufgenommen wird. Die Wärme- und Strahlungsbelastung des Reaktorbereichs wird verringert. Die zusätzliche Sicherheitsmaßnahme tangiert wenig die eigentliche Kernreaktorkonstruktion. Sie ist in der Ausführung einfach und preiswert Der Reaktorbereich wird durch die Einbringung der erfindungsgemäßen Einrichtung nicht gestört
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen

Claims (10)

Patentansprüche:
1. Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kernes entstehen können, bei welchem das Eindringen der Kernschmelze in die Reaktorumhüllung durch Abkühlen- und zumindest teilweise Erstarrenlassen der Schmelze in einer Auffangwanne unter dem Reaktor-Kern verhindert wird, und bei welchem die auf das Niederschmelzen des Kerns und Erstarren der Schmelze folgende Beseitigung der schwierig zu entfernenden, erstarrten Masse durch Mischen und Verdünnen des oxidischen Teils der Kernschmelze mit zuvor in die Auffangv/anne eingebrachten anorganischen Oxiden oder Salzen erleichtert wird, dadurch gekennzeichnet, daß man den oxidbchen Teil der Kernschmelze in ein aus mehreren übereinanderliegenden Schichten eines oder mehrerer wasserlöslicher
λ ·Auffangmittel bestehendes Bett in einer Auffangvwanne stufenweise eindringen läßt, den oxidischen Teil der Kernschmelze in dem (den) in einer etwa gleichen Gewichtsmenge wie die Kernschmelze vorgelegten Auffangmittel(n) löst, die Lösungsschmelze zu einer glasähnlichen, jedoch vorwiegend wasserlöslichen Masse erstarren läßt und nach Abkühlen auf eine Temperatur, bei der eine Wasserstoff-Freisetzung vermieden wird, die erstarrte Masse mit Wasser oder Wasserdampf aus der Auffangwanne herauslöst und herausschwemmt.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man den oxidischen Teil der Kernschmelze auf Schichten aus umhüllten Formstücken eintropfen oder einfließen läßt, die das bzw. die Auffangmittel enthalten.
3. Anordnung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, bei welcher in einer kühlbaren, auf der Innenseite mit einer festhaftenden Schutzschicht versehenen Auffangwanne eine mit einer Metallfolie umhü'lte Schicht einer Schutzsubstanz aus Oxiden oder anorganischen Verbindungen zum Abkühlen einer Kernschmelze und zum Schutz des metallischen Teils der Kernschmelze vor einem Kontakt mit Wasser oder Wasserdampf angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß die Auffangwanne (1) mit mehreren horizontal übereinanderliegenden Schichten aus umhüllten Formstücken (3) mit einem Auffangmittel, das mit dem oxidischen Teil der Kernschmelze die Lösungsschmelze bildet, versehen ist.
4. Anordnung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Auffangmittel aus einem oder mehreren wasserlöslichen Alkaliboraten besteht.
5. Anordnung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß innerhalb einer Schicht nur eine wasserlösliche Boratart oder nur eine Art einer Mischung von wasserlöslichen Boraten vorliegt.
6. Anordnung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß unterschiedliche Schichten unterschiedliche Arten von wasserlöslichen Boraten oder unterschiedliche Arten von wasserlöslichen Boratgemischen enthalten.
7. Anordnung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Umhüllung der Formstücke (3) aus Metallen oder Metallegierungen besteht.
8. Anordnung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß als Umhüllung der Formstücke (3) mindestens ein Metall oder eine Metallegierung aus der Gruppe Stahl, Eisen, Gußeisen, Nickel, Eisenlegierungen, Nickellegierungen verwendet wird.
9. Anordnung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß als Umhüllung der Formstücke (3) hochschmelzende Gläser oder hochschmelzende keramische Stoffe jedoch mit einem niedrigeren Schmelzpunkt als die Kernschmelze verwendet werden.
10. Anordnung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß auf dem Boden der beschichteten Auffangwanne (1) eine Schicht dicht nebeneinander gepackter, entfernbarer Graphitwannen (6) zum Auffangen des metallischen Teils der Kernschmelze angeordnet ist
DE2653258A 1976-11-24 1976-11-24 Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens Expired DE2653258C2 (de)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2653258A DE2653258C2 (de) 1976-11-24 1976-11-24 Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens
US05/841,796 US4300983A (en) 1976-11-24 1977-10-13 Method and arrangement for reducing the radiation exposure risks in the course of a nuclear reactor core melt down accident

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2653258A DE2653258C2 (de) 1976-11-24 1976-11-24 Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2653258A1 DE2653258A1 (de) 1978-06-01
DE2653258C2 true DE2653258C2 (de) 1985-02-28

Family

ID=5993810

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2653258A Expired DE2653258C2 (de) 1976-11-24 1976-11-24 Verfahren zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Unfalles durch Niederschmelzen eines Kernreaktor-Kerns entstehen können, sowie eine Anordnung zur Durchführung des Verfahrens

Country Status (2)

Country Link
US (1) US4300983A (de)
DE (1) DE2653258C2 (de)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4274922A (en) * 1978-05-11 1981-06-23 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor shield including magnesium oxide
FR2435784A1 (fr) * 1978-07-20 1980-04-04 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus
USH91H (en) 1983-03-04 1986-07-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris
US4650642A (en) * 1985-11-21 1987-03-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor with metal liner
US5049352A (en) * 1990-10-15 1991-09-17 Associated Universities, Inc. Nuclear reactor melt-retention structure to mitigate direct containment heating
US5307390A (en) * 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
US5410577A (en) * 1993-11-04 1995-04-25 Martin Marietta Energy Systems, Inc. Core-melt source reduction system
DE19512286C1 (de) * 1995-04-05 1996-10-17 Siemens Ag Anordnung zur Wasserverdrängung
WO1998012709A1 (de) * 1996-09-16 1998-03-26 Siemens Aktiengesellschaft Anordnung zur wasserverdrängung
EP1133771B1 (de) 1998-11-26 2010-10-13 AREVA NP GmbH Vorrichtung zum auffangen und kühlen einer schmelze
DE102005032253B4 (de) * 2005-07-11 2008-09-18 Refractory Intellectual Property Gmbh & Co. Kg Wannenartige Kernschmelze-Rückhalteeinrichtung

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2234744A1 (de) * 1972-07-14 1974-01-31 Siemens Ag Kernreaktor
DE2363845C2 (de) * 1973-12-21 1982-12-02 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können
DE2363844C2 (de) * 1973-12-21 1984-05-10 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können
US4121970A (en) * 1974-12-16 1978-10-24 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Nuclear reactor installation including a core catching apparatus
US4036688A (en) * 1975-04-09 1977-07-19 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Apparatus for controlling molten core debris
US4113560A (en) * 1975-07-14 1978-09-12 Massachusetts Institute Of Technology Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment

Also Published As

Publication number Publication date
US4300983A (en) 1981-11-17
DE2653258A1 (de) 1978-06-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
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
DE2363845C2 (de) Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können
DE3872864T2 (de) Vorrichtung zur verhinderung des eindringens einer kernreaktorcorschmelze in das erdreich.
CH639794A5 (de) Abschirmbehaelter fuer den transport und/oder die lagerung bioschaedlicher abfaelle, insbesondere bestrahlter brennelemente.
DE19846057B4 (de) Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen
DE3346355C2 (de) Behälter zur Endlagerung von radioaktiven Abfällen
Natarajan Reprocessing of spent fast reactor nuclear fuels
DE69207159T2 (de) Radioaktivitätsgetter für in einem Kernbrennstoffelement erzeugte Spaltprodukte
DE2363844C2 (de) Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können
US4113560A (en) Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment
DE2524169A1 (de) Hochradioaktiven abfall enthaltende koerper und verfahren zu ihrer herstellung
DE2836290A1 (de) Verfahren zur endlagerung von abgebrannten brennelementen und hochaktiven abfaellen aus kernkraftwerken
DE2931729C2 (de) Einrichtung zur Aufnahme des geschmolzenen Kerns eines flüssigkeitsgekühlten Kernreaktors nach einem Störfall und Verwendung der Einrichtung
DE2551349C2 (de) Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat
DE1026450B (de) Ummanteltes Brennelement fuer Reaktoren
JPS6228695A (ja) 放射性残留物を構造材料として使用する方法
CH626740A5 (en) Device for avoiding contamination of a cooling pond
US3451940A (en) Process for the fixation of high level radioactive wastes
DE2734810C2 (de) Sicherheitseinrichtung für die Sicherheitshülle eines Druckwasserreaktors
DE2745458C3 (de) Verfahren zum Dekontaminieren von hochradioaktive Wandschichten aufweisenden Gegenständen
Pshenichnikov et al. Features of a BWR Neutron Absorber Melt Relocation in an Oxidative Environment During the CLADS-MADE-02 Test
JP2933951B2 (ja) 高速炉使用済炉心構成要素取扱方法
RU2432628C1 (ru) Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
DE2625670C3 (de) Verfahren und Vorrichtung zum Schutz der Wanne eines Salzschmelzen-Kernreaktors
EP2413330B1 (de) Verfahren für eine trockene Wiederaufbereitung abgebrannter (bestrahlter) fester Kernbrennstoffe und eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens

Legal Events

Date Code Title Description
OGA New person/name/address of the applicant
8110 Request for examination paragraph 44
8125 Change of the main classification

Ipc: G21C 9/00

D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee