DE3035103A1 - Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle - Google Patents

Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle

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    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/317Recombination devices for radiolytic dissociation products
    • 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
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Description

  • Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle
  • Die Erfindung betrifft ein Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle zum Einschluß der aktivitätsftihrenden Komponenten und mit einer Rekombinationseinrichtung zur gesteuerten Oxidation von freiem Wasserstoff innerhalb der Sicherheitshülle.
  • Der Wasserstoff kann im Fall eines Kühlmittelverluststörfalls durch Radiolyse von Wasser im Kern des Reaktors, im Sumpf sowie im Brennelementbecken entstehen.
  • Denkbar als Wasserstoffquellen sind auch Metall-Wasser-Reaktionen, die bei extrem hohen Temperaturen im Kern an den Brennstäben möglich sind.
  • Der Wasserstoff gibt'bekanntlich bei einer Konzentration in Luft von mehr als 4 Vol.% ein zündfähiges Gemisch.
  • Deshalb versucht man solche Konzentrationen durch gesteuerte Oxidation zu verhindern, wie es zum Beispiel in der DE-OS 2 002 542 beschrieben ist.
  • Die Behandlung des Wasserstoffes setzt bei der Auslegung von Gegenmaßnahmen üblicherweise eine homogene Durchmischung des Gasinhaltes innerhalb der Sicherheitshülle voraus. Diese homogene Durchmischung kann Jedoch durch eine Sperrschicht gestört werden, die sich insbesondere auf Grund der baulichen Gestaltung, aber auch bei bestimmten thermischen Verhältnissen innerhalb der Sicherheitshülle einstellt. Deshalb besteht das Problem, mit einfachen Mitteln für eine Strömung innerhalb der Sicherheitahülle zu sorgen, die lokale Wasserstoff-Uberkonzentrationen ausgleicht.
  • Gemäß der Erfindung sind innerhalb der Sicherheitshülle vertikal verlaufende Schächte vorhanden, die tiber mindestens die halbe Höhe der Sicherheitshülle reichen und Heizeinrichtungen zum Ingangsetzen einer Gasströmung durch Kaminwirkung aufweisen. Vorzugsweise dienen die Heizeinrichtungen zugleich zur thermischen Rekombii nation des Wasserstoffes, d.h. ihre Temperatur wird so gewählt, daß sie für eine Verbrennung des Wasserstoffes ausreicht.
  • Bei der Erfindung erhält man die gewünschte Gasströmung zur Durchmischung des Gasinhaltes der Sicherheitshülle ohne bewegliche Teile. Damit entfallen die für solche Teile erforderlichen Wartungsmaßnahmen. Wird an den Heizelementen die Zündtemperatur von Wasserstoff-Luft-Gemischen erreicht, dient der für die Gasströmung eingesetzte Energieaufwand zugleich zur Rekombination des Wasserstoffes, so daß es, wie,gewünscht, mit einfachen Mitteln gelingt, gefährliche Wasserstoffkonzentrationen zu vermeid-en, die sich auf Grund langfristiger Prozesse bilden oder lokal bestehen.
  • Bei der Erfindung ist man nicht auf bestimmte bauliche Gegebenheiten angewiesen, weil die nach der Erfindung vorgesehenen Schächte zum Beispiel in Form von Metallrohren ohne Schwierigkeiten verlegt werden können.
  • Sie sollten annähernd aus dem Bodenbereich der Sicherheitshülle in den Deckenbereich führen, weil damit die maximale Strömungswirkung zu erreichen ist. Empfehlenswert ist ferner die Verteilung der Schächte über den Querschnitt der Sicherheitshülle. Damit erhält man eine größere Sicherheit durch Redundanz.
  • Die Schächte können Absperrklappen aufweisen. Damit ist es möglich, den zum Normalbetrieb der Anlage geforderten lüftungstechnischen Abschluß innerhalb der Sicherheitshülle zwischen Betriebs- und Anlagenräumen aufrecht zu erhalten.
  • Die Schächte können, wie gesagt, als Rohre ausgebildet sein, die an den Baustrukturen im Inneren der Sicherheitshülle leicht anzubringen sind. Sie müssen auch nicht genau vertikal verlaufen, sondern können schräge Teile aufweisen, um bestimmte Punkte, an denen in erster Linie die Entstehung von Wasserstoff zu vermuten ist, günstig zu erreichen. Eine andere Möglichkeit besteht darin, daß die Schächte von Ausnehmungen in Baustrukturen gebildet werden, die in der Sicherheitshülle vorhanden sind. Solche Baustrukturen mit überwiegend vertikaler Richtung sind zum Beispiel der biologische Schild zur Abschirmung der Reaktorgrube oder der Trümmerschutzzylinder, der den Primärkreis mit seinen Großkomponenten von der Sicherheitshülle trennt.
  • Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird-anhand der beiliegenden Zeichnung ein AusfUhrungsbeispiel beschrieben, das den wesentlichen Teil. eines Druckwasserreaktors zur Leistungserzeugung in einem Vertikalschnitt zeigt.
  • In einem aus Beton bestehenden Reaktorgebäude 1, das auch als Sekundärabschirmung bezeichnet wird, ist eine Stahlkugel 2 als Sicherheitshülle untergebracht. Die Stahlkugel enthält den Primärkreis 3 des Druckwasserreaktors. Er umfaßt einen Reaktordruckbehälter 4 und mehrere Dampferzeuger 5, die mit dem Reaktordruckbehälter über Rohrleitungen 6 und nicht dargestellte Hauptkühlmittelpumpen verbunden sind, Die vorgenannten Komponenten des Primärkreises 3 sitzen in einem während des Reaktorbetriebes nicht begehbaren Betriebsraum, der seitlich durch einen aus Beton bestehenden Trümmerschutzzylinder 10, unten durch eine Betonauskleidung 11 der Sicherheitshülle 2 und oben durch eine Abschirmwand 12 begrenzt wird. Das Luftvolumen des Betriebsraumes beträgt ca. 13 000 m3, wenn man die Höhe einer denkbaren Sperrschicht 14 stehender Luft mit etwa 27 m über dem Erdboden 15 annimmt. Das Gasvolumen des verbleibenden Raumes in der Sicherheitshülle 2 beträgt etwa 57 000 m3, und zwar liegen davon etwa 7 000 m3 in dem Raum 16 zwischen dem Trfimmerschutzzylinder 10 und den seitlichen Bereichen der Sicherheitshülle 2, während 50 000 m3 für den Raum 17 im oberen Bereich der Sicherheitshülle zu rechnen sind.
  • Im Normalfall ist die Sicherheitshülle 2 mit Luft gefüllt. Hierbei sind unterschiedliche Belüftungszonen vorgesehen, um sicherzustellen, daß aus dem Betriebsraum mit dem Primärkreis 3 keine aktivierte Luft in die anderen Bereiche übertritt. Dies wird dadurch erreicht, daß man in dem Betriebsraum 3 einen geringeren Luftdruck als in den anderen Räumen aufrecht erhält.
  • Bei einem Kühlmittelverluststörfall kann Wasserstoff aus verschiedenen Quellen freigesetzt werden. So kann beispielsweise durch radiolytischeZersetzung des Wassers im Sumpf 20 Wasserstoff entstehen, der über den Wasserspiegel 21 austritt. Nimmt man eine thermische Sperrschicht über dem Sumpfwasserspiegel an (zum Bei spiel im Bereich der oberen Dampferzeuger), so wird der entstehende Wasserstoff nicht durch Konvektion im ganzen Containment gleichmäßig verteilt, sondern reichert sich unterhalb der Sperrschicht an.
  • Als Abhilfe ist beim Ausführungsbeispiel eine Anzahl von Schächten vorgesehen, von denen in der Figur in erster Linie ein Schacht 23 dargestellt ist. Er besteht aus einem auf der Außenseite des Ti4Üninerschutzzylinders 10 angeordneten vertikalen Rohr 24 mit einer zur Mitte geneigten Mündung 25. Im Verlauf des vertikalen Rohres 24 ist eine Heizeinrichtung 26 vorgesehen, die mit Beinen 27 auf einer Zwischendecke 28 abgestützt ist. Unter der Heizeinrichtung 26 führt ein schräg verlaufendes Rohrstück 30 durch den Trtimmerschutzzylinder 10 in den Bereich des Sumpfes 20.
  • Die Heizeinrichtung 26 ist als Elektroheizung ausgeführt, wobei die Heizleistung regelbar sein soll und etwa 50 kW betragen kann. Sie sorgt für eine Kaminwirkung, durch die die oberhalb des Sumpfes 20 vorhandenen Gase durch den Schacht 23 nach oben gesaugt werden, während gleichzeitig von dort wasserstoffärmeres Gas nach unten sinkt. Dadurch ergibt sich eine Durchmischung der Luft innerhalb der Sicherheitshülle 2, so daß die Wasserstoffkonzentration im gesamten Gasvolumen gleich ist.
  • Die Heizeinrichtung 26 kann darüber hinaus auch mit einer Heizleistung betrieben werden, die die für die Rekombination erforderliche Temperatur von mindestens 6000C liefert. Dies bedeutet, daß der in dem Schacht aufströmenden Luft der Wasserstoff durch Verbrennung entzogen wird. Das dabei entstehende Wasser kann abgeleitet werden.
  • Auf der linken Seite der Figur ist dargestellt, daß ein Schaoht 23' auch in Form eines Rohres 24' ausgebildet sein kann, das im Inneren des Trümmerschutzzylinders 10 verläuft. Die zugehörige Heizeinrichtung ist mit 26' bezeichnet.
  • Es ist auch möglich, einen Schacht 23" dadurch herzustellen, daß Ausnehmungen 32 in Baustrukturen im Inneren der Sicherheitshülle, hier im biologischen Schild 31 des Reaktordruckbehälters 4, aus dem unteren Bereich nach oben führen. Beim Ausführungsbeispiel ist über diesen Ausnehmungen 32 ein vertikales Rohrstück 24" zur Verlängerung des Schachtes 23" angeordnet, an dem auch die Heizeinrichtung 26" vorgesehen ist.
  • Die einzelnen Ausführungsformen der Schächte 23, 23' und 23" können in vorzugsweise gleichmäßiger Verteilung mehrfach in dem horizontalen Querschnitt der Sicherheitshülle 2 vorgesehen sein, so daß eine Strömung aus dem den Sumpf 20 einschließenden Bodenbereich der Sicherheitshülle in den Deckenbereich mit dem Raum 17 sichergestellt ist, auch wenn eine Heizeinrichtung 26 ausfällt oder ein Schacht 23 beschädigt ist. Außerdem können sie in gleicher Weise Klappen 33, 33' und 33" aufweisen, um einen lüftungstechnischen Abschluß beim Normalbetrieb zu haben. Macht man diese Klappen genügend leicht oder ausbalanciert in bezug auf ihre Drehachse, so kann schon die durch die Kaminwirkung angefachte Gasströmung zum Öffnen der Klappen ausreichen. Alternativ zu den Klappen können auch Kunststoffolien eingesetzt werden, die bei erhöhten Tempera-turen, die vom Störfall oder dem Einschalten der Heizeinrichtung 26 herrühren, öffnen und die lufttechnische Trennung aufheben.
  • 7 PatentansptUche 1 Figur

Claims (7)

  1. PatentansPriSche 1. Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshtllle zum Einschluß der aktivitätsfuhrenden Komponenten und mit einer Rekombinationseinrichtung zur gesteuerten Oxidation von freiem Wasserstoff innerhalb der Sicherheitshülle, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß innerhalb der Sicherheitshülle (2) vertikal verlaufende Schächte (23) vorhanden sind, die über mindestens die halbe Höhe der Sicherheitshülle (2) reichen und Heizeinrichtungen (26) zum Ingangsetzen einer Gasst;römung durch Kaminwirkung aufweisen.
  2. 2. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, d a d u r c h g e -k e n n z e i c h n e t, daß die Heizeinrichtungen (26) als thermische Rekombinatoren dienen.
  3. 3. Kernkraftwerk nach Anspruch 1 oder 2, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß die Schlechte (23) annähernd aus dem Bodenbereich (20) der Sicherheitshülle (2) in den Deckenbereich (17) führen.
  4. 4. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, 2 oder 3, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß die Schächte (23) über den Querschnitt der Sicherheitshülle (2) verteilt sind.
  5. 5. Kernkraftwerk nach einem der Ansprüche 1 bis 4, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß die Schächte (23) Absperrklappen (33) aufweisen.
  6. 6. Kernkraftwerk nach einem der Ansprüche 1 bis 4, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß die Schächte (23) Folien zur Absperrung enthalten.
  7. 7. Kernkraftwerk nach den Ansprüchen 1 bis 6, d a -d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß die Schächte (23) mindestens zum Teil von Ausnehmungen (32) in Baustrukturen (31) gebildet werden, die in der Sicherheitshülle (2) vorhanden sind.
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Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1989012897A1 (en) * 1988-06-14 1989-12-28 Johannes Wiesemes Process and device for removing flammable gaseous mixtures from a container
US4911879A (en) * 1987-08-14 1990-03-27 Siemens Aktiengesellschaft Apparatus for the recombination of hydrogen and oxygen
WO1997016832A1 (en) * 1995-10-31 1997-05-09 Atomic Energy Of Canada Limited Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors
FR2767598A1 (fr) * 1997-08-22 1999-02-26 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau incorporant des compartiments specifiques de stockage et de traitement de l'hydrogene
US5887043A (en) * 1995-10-03 1999-03-23 Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
US6185268B1 (en) * 1997-08-29 2001-02-06 Kabushiki Kaisha Toshiba Main steam pressure disturbance preventing apparatus of nuclear power plant
US10839966B2 (en) 2017-05-10 2020-11-17 Westinghouse Electric Company Llc Vortex driven passive hydrogen recombiner and igniter

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1207024B (de) * 1961-06-14 1965-12-16 Siemens Ag Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren
DE2551595B1 (de) * 1975-11-17 1977-01-20 Kraftwerk Union Ag Aus stahl bestehender sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoranlagen

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1207024B (de) * 1961-06-14 1965-12-16 Siemens Ag Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren
DE2551595B1 (de) * 1975-11-17 1977-01-20 Kraftwerk Union Ag Aus stahl bestehender sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoranlagen

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4911879A (en) * 1987-08-14 1990-03-27 Siemens Aktiengesellschaft Apparatus for the recombination of hydrogen and oxygen
WO1989012897A1 (en) * 1988-06-14 1989-12-28 Johannes Wiesemes Process and device for removing flammable gaseous mixtures from a container
US5230859A (en) * 1988-06-14 1993-07-27 Johannes Wiesemes Process and device for removing flammable gas mixtures in a gas space
US5887043A (en) * 1995-10-03 1999-03-23 Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
WO1997016832A1 (en) * 1995-10-31 1997-05-09 Atomic Energy Of Canada Limited Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors
US5740217A (en) * 1995-10-31 1998-04-14 Atomic Energy Of Canada Limited Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors
FR2767598A1 (fr) * 1997-08-22 1999-02-26 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau incorporant des compartiments specifiques de stockage et de traitement de l'hydrogene
EP0901132A1 (de) * 1997-08-22 1999-03-10 Commissariat A L'energie Atomique Wasserkernreaktor enthaltend speziell der Speicherung beziehungsweise der Bearbeitung von Wasserstoff zugeordneten Fächern
US6185268B1 (en) * 1997-08-29 2001-02-06 Kabushiki Kaisha Toshiba Main steam pressure disturbance preventing apparatus of nuclear power plant
US10839966B2 (en) 2017-05-10 2020-11-17 Westinghouse Electric Company Llc Vortex driven passive hydrogen recombiner and igniter

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