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Verfahren zur Beherrschung von Auslegungs-
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und hypothetischen Störfällen in einem Kernkraftwerk Die Erfindung
betrifft ein Verfahren zur Beherrschung von Auslegungs- und hypothetischen Störfällen
in einem Kernkraftwerk mit einem in einem Spannbetondruckbehälter untergebrachten
gasgekühlten Hochtemperaturreaktor, dessen kugelförmige Brennelemente aus in eine
Graphitmatrix eingebetteten beschichteten Spaltstoffteilchen bestehen, mit einem
den Spannbetondruckbehälter umgebenden Reaktorschutzgebäude, mit mindestens einem
Abschaltsystem und Einrichtungen zur Nachwärmeabfuhr und mit mehreren Barrieren
zur Spaltstoffrückhaltung, wobei die Beschichtung der Spaltstoffteil9hen eine erste
und die Graphitmatrix eine zweite Barriere bilden, eine dritte Barriere von dem
Spannbetondruckbehälter verkörpert wird und das Reaktorschutzgebäude eine vierte
Barriere darstellt.
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Kernkraftwerke werden nach den z. Z. geltenden Kriterien und Leitlinien
ausgelegt, die die Beherrschung von Auslegungsstörfällen (Eintrittswahrscheinlichkeit
größer als 10 5/a bis 10'6/a) verlangen. Seltenere Störfälle werden als hypothetisch
eingestuft. Eine Auslegung der Kernkraftwerke auf die Beherrschung dieser Störfälle
erfolgt in der Regel nicht, sondern es wird lediglich der Schadensumfang oder der
Risikobeitrag (Eintrittswahrscheinlichkeit multipliziert mit dem Schadensumfang)
ermittelt.
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Als primäre Maßnahme zur Risikominderung bzw. zum Risikoausschluß
beim Betreiben eines Kernkraftwerkes ist die Gewährleistung der Aktivitätsrückhaltung
bei Störfällen bis hin zu hypothetischen Störfällen anzusehen. Der Erfüllung dieser
Aufgabe dienen bei einem Hochtemperaturreaktor der eingangs beschriebenen Bauart
die genannten Barrieren, deren Wirksamkeit jedoch - von äußeren Einwirkungen abgesehen
- im wesentlichen von den Betriebs- und Störfalltemperaturen sowie von den Betriebs-
und Störfalldrücken bestimmt wird. Daneben spielen noch chemische Prozesse (Graphit-Korrosion,
Betonzersetzung) infolge erhöhter Temperaturen und des Vorhandenseins von Fremdmedien
eine Rolle bei dem sicheren Einschluß von Spaltprodukten.
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Die Sicherheit eines Kernkraftwerkes hängt daher in erster Linie von
der Beherrschung der Temperaturprobleme ab; d.h. das überschreiten der Versagenstemperatur
aller vier Barrieren muß hinreichend unwahrscheinlich sein bzw. ausgeschlossen werden
können. Darüber hinaus ist auch die Druckabsicherung der Anlage von wesentlicher
Bedeutung.
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Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, für ein Kernkraftwerk der
eingangs beschriebenen Bauart ein Verfahren anzugeben, mit dem bei geringem Kostenaufwand
sowohl bei Auslegungsstörfällen als auch bei Störfällen im hypothetischen Bereich
das Risiko einer Aktivitätsfreisetzung aus dem Kernkraftwerk und somit eine Gefährdung
der Umgebung praktisch ausgeschlossen wird.
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Gemäß der Erfindung ist die Lösung dieser Aufgabe durch mehrere aufeinanderfolgende
Schritte gekennzeichnet:
a.) der erste Schritt umfaßt die Sicherstellung
der Funktionsfähigkeit der ersten und zweiten Barriere durch Verhinderung eines
unzulässigen Temperaturanstiegs mittels automatisch ausgelöster Schutzaktionen und
bei Nichtauslösung dieser Schutzaktionen oder auch zusätzlich zu diesen mittels
manuell durchgeführter Notmaßnahmen sowie unter Ausnutzung des dem Hochtemperaturreaktor
inhärenten negativen Temperaturkoeffizienten; b.) der zweite Schritt umfaßt die
Sicherstellung der Funktionsfähigkeit der dritten Barriere bei Versagen der ersten
und zweiten Barriere einmal durch Maßnahmen zur Begrenzung der Temperatur des Spannbetondruckbehälters
und seiner Abschlüsse und zum anderen durch Maßnahmen zur Druckbegrenzung, wobei
jeweils zunächst automatisch ausgelöste Schutzaktionen zum Einsatz kommen und bei
Nichtauslösung dieser Schutzaktionen oder auch zusätzlich zu diesen Notmaßnahmen
von Hand durchgeführt werden; c.) der dritte Schritt umfaßt die Sicherstellung der
Funktionsfähigkeit der vierten Barriere bei Primärgasaustritt aus dem Spannbetondruckbehälter
einmal durch Maßnahmen zum Abschluß des Reaktorschutzgebäudes und zum anderen durch
Maßnahmen zur Druckentlastung über die Spaltprodukte zurückhaltende Einrichtungen,
wobei jeweils zunächst automatisch ausgelöste Schutzaktionen zum Einsatz kommen
und bei Nichtauslösung dieser Schutzaktionen oder auch zusätzlich zu diesen Notmaßnahmen
von Hand durchgeführt werden und wobei die Druckentlastung zusätzlich durch passive
Schutzeinrichtungen erfolgen kann.
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Das erfindungsgemäße Verfahren zeichnet sich dadurch aus, daß einmal
wenige zusätzliche Einrichtungen und Maßnahmen mit bekannten Sicherheitssystemen
und -verfahren, die jeweils einzelne- Phänomene des Aktivitätseinschlusses behandeln,
zu einem in sich geschlossenen Sicherheitskonzept integriert sind und daß zum anderen
dieses Sicherheitskonzept hinreichend flexibel ist, um speziellen Standortanforderungen
(z.B. Stadtnähe) oder sich wandelnden Sicherheitsanforderungen (durch Fortentwicklung
von Wissenschaft und Technik) jederzeit gerecht werden zu können. Bei dem vorgeschlagenen
Verfahren werden die inhärenten Eigenschaften eines Hochtemperaturreaktors optimal
genutzt; sie stellen hinreichend Zeit zur Verfügung, um die einzelnen automatisch
angeregten Schutzaktionen sowie die von Hand durchgeführten Schutzaktionen (Reparatur-
und Notmaßnahmen) zeitlich gestaffelt so ablaufen zu lassen, daß selbst bei hypothetischen
Störfällen ein sicherer Einschluß der Spaltprodukte gewährleistet ist.
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Wie bereits erwähnt, hängt die Wirksamkeit der die Spaltprodukte zurückhaltenden
Barrieren vorrangig von den in dem Hochtemperaturreaktor herrschenden Temperaturen
ab. Temperaturerhöhungen resultieren normalerweise aus einem Mißverhältnis zwischen
Wärmeproduktion und Wärmeabfuhr. Gelingt es nicht, im Reaktorkern die Temperaturen
der Spaltstoffteilchen und der Brennelemente unterhalb der Versagensgrenze zu halten,
so kommt es zu einem Versagen dieser beiden Spaltproduktbarrieren und zu einer Aktivitätsfreisetzung
in den Primärkreis.
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Die Sicherstellung des Aktivitätseinschlusses im Primärkreis wird
bestimmt durch die Temperaturen an den Abschlüssen von Behälterdurchdringungen wie
an dem Druckbehälter selbst und durch die im Primärkreis auftretenden Drücke. Bei
massiven
Störungen der Primärkreiskühlung, die auch durch Reparatur-und
Notmaßnahmen nicht behoben werden können, kommt es zu einer Erhöhung der Kaltgastemperatur
sowie zu einem Ansteigen des Druckes im Primärkreis. Letzteres könnte zu einem Überdruckversagen
des Druckbehälters führen, falls keine Schutzmaßnahmen in Gang gesetzt würden. Solche
Maßnahmen bestehen in einer gezielten Druckentlastung des Druckbehälters. Sie verhindern
auch ein undefinierbares Versagen von Behälterabschlüssen, die infolge der erhöhten
Kaltgastemperatur Übertemperaturen ausgesetzt sind.
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Die Druckentlastung führt zu dem Austritt Von Primärgas in das Reaktorschutzgebäude,
das als vierte Barriere durch seine Auslegung und Funktionsweise den Aktivitätseinschluß
gewährleistet. Auch das Störfallverhalten des Reaktorschutzgebäudes wird durch die
auftretenden Temperaturen und Drücke bestimmt.
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Gelingt es nicht, eine ausreichende Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern
in Gang zu bringen, so heizen sich der Reaktorkern und die metallischen Einbauten
weiter auf, und es tritt weiterhin Primärgas aus dem Druckbehälter aus, wobei wegen
der hohen Kerntemperaturen mit erhöhter Aktivität zu rechnen ist. Durch zusätzliche,
von Hand eingeleitete Notmaßnahmen wird der Abschluß des Reaktorschutzgebäudes sichergestellt.
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Bei hypothetischen Störfällen können den Aktivitätseinschluß gefährdende
Zustände im Reaktorschutzgebäude sich nur dann ergeben, wenn Gase aus chemischen
Reaktionen in das Gebäude gelangen, so daß ein Versagen des Gebäudes durch Überdruck
in Rechnung gestellt werden muß. Dabei ist zwischen Druckbelastungen zu unterscheiden,
die sich einmal aus der Verbrennung brennbarer Gase im Reaktorschutzgebäude mit
Wärmefreisetzung ergeben und zum anderen durch die Akkumulation größerer Mengen
nichtkondensierbarer
Gases entstehen. Ursache für das Auftreten brennbarer oder nichtkondensierbarer
Gase ist die thermische Zersetzung des Betons des Reaktordruckbehälters wie auch
die durch Lufteintritt in den Primärkreis stattfindende Graphit-Korrosion in Verbindung
mit Wassereintritt.
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Um ein überdruckversagen des Reaktorschutzbehälters selbst in dem
eben geschilderten Fall zu vermeiden, wird durch automatisch oder von Hand ausgelöste
Schutzaktionen eine Druckenlastung des Reaktorschutzgebäudes vorgenommen, und zwar
über Einrichtungen, die die Spaltprodukte zurückhalten, so daß auch in diesem Fall
keine unzulässige Aktivität an die Umgebung gelangen kann. Zusätzlich können noch
passive Schutzeinrichtungen vorgesehen sein, die ebenfalls mit spaltproduktzurückhaltenden
Einrichtungen gekoppelt sind.
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Die Wirksamkeit des erfindungsgemäßen Verfahrens beruht einmal auf
der Ausnutzung mehrerer gestaffelter Barrieren und zum anderen darauf, die Funktionsfähigkeit
der einzelnen Barrieren durch verschiedene zeitlich gestaffelte Schutzmaßnahmen
sicherzustellen. In weiterer Ausgestaltung der Erfindung ist vorgesehen, daß mindestens
ein Teil der automatisch und der manuell ausgelösten Schutzaktionen mit Einrichtungen
erfolgt, die redundant und diversitär ausgeführt sind.
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Die Durchführung des ersten Schrittes des erfindungsgemäßen Verfahrens,
nämlich der Verhinderung einer unzulässigen Temperaturerhöhung, sieht einmal die
Abschaltung des Hochtemperaturreaktors und zum anderen die Kühlung des Reaktors
vor, zu welchem Zweck die Einrichtungen zur Nachwärmeabfuhr in Betrieb gesetzt werden.
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Die Abschaltbarkeit des Reaktorkerns wird durch ein erstes Abschaltsystem
sichergestellt, das in den Kern und in den Seitenreflektor einfahrbare Absorberstäbe
umfaßt Bei Auftreten eines Störfalles wird das erste Abschaltsystem entweder automatisch
ausgelöst, oder bei Versagen der Automatik werden die Absorberstäbe von Hand eingefahren.
Können die Absorberstäbe nicht eingefahren werden, so kann durch manuelle Betätigung
ein zweites Abschaltsystem, das eine Vielzahl von kleinen Absorberkugeln umfaßt,
zum Einsatz gebracht werden. Der Reaktivitätswert der kleinen Absorberkugeln ist
ausreichend, um den Reaktor kalt unterkritisch zu halten. Die Zeitdauer für das
Einspeisen der kleinen Absorberkugeln in den Reaktorkern oder auch für die Reaktivierung
des ersten Abschaltsystems beträgt aufgrund des negativen Temperaturkoeffizienten
des Hochtemperaturreaktors wie auch der hohen Versagens temperaturen der beschichteten
Spaltstoffteilchen mehr als 10 Stunden.
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Versagt auch das zweite Abschaltsystem, und die Instandsetzung des
ersten Abschaltsystems ist nicht möglich, so erfolgt die Abschaltung des Hochtemperaturreaktors
über den negativen Temperaturkoeffizienten.
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Die Kühlbarkeit des Primärkreises hängt von zwei Faktoren ab, nämlich
der Gasumwälzung und dem Vorhandensein einer Wärmesenke im Primärkreis. Die Einrichtungen
zur Nachwärmeabfuhr umfassen daher Wärmetauscher und Umwälzgebläse.
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Die Umwälzgebläse werden auf Anforderung entweder automatisch gestartet
oder von Hand in Gang gesetzt. Gelingt die Inbetriebnahme nicht, so stehen einige
Stunden (5 bis 10) zur Durchführung von Reparatur- und Notmaßnahmen zur Verfügung.
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Bei einem Hochtemperaturreaktor, der aufgrund der besonderen Anordnung
und Ausführung der Primärkreiskomponenten über eine ausreichende Naturumlauf-Strömung
verfügt, sorgt nach erfolglosem Versuch, die Umwälzgebläse zu starten, diese Naturkonvektion
langfristig für eine gesicherte Wärmeabfuhr aus dem Kern. Allerdings kommt es infolge
der Strömungsumkehr im Kern zu einem Anstieg der Kaltgastemperatur.
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Die Abfuhr der Nachwärme aus dem Reaktorkern erfolgt im Normalfall
über die Hauptwärmetauscher; bei Ausfall dieser Wärmetauscher wird automatisch auf
Hilfswärmetauscher umgeschaltet.
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Bei Versagen auch der Hilfswärmetauscher stehen ebenfalls mehrere
Stunden für die manuelle Durchführung von Notmaßnahmen zur Verfügung. Bierzu trägt
vor allem die hohe Wärmekapazität des Kerns und der Reaktoreinbauten bei.
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Der totale Ausfall der Nachwärmeabfuhr-Einrichtungen führt zu erhöhten
Temperaturen. Längerfristig (im Zeitraum von einigen Tagen) bewirkt der Ausfall
der Nachwärmeabfuhr aus dem PrimArkreis eine Schädigung der ersten und zweiten Barriere,
also der Beschichtung der Spaltstoffteilchen und der Graphitmatrix, und es kommt
zu einer massiven Spaltproduktfreisetzung in den Primärkreislauf, so daß die Integrität
der dritten Barriere, des Spannbetondruckbehälters, sichergestellt werden muß.
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Der zweite Schritt des erfindungsgemäßen Verfahrens umfaßt daher Maßnahmen,
die den Einschluß des Primärkreises durch den Druckbehälter gewährleisten. Zunächst
muß durch Wärmeabfuhr verhindert werden, daß der Beton des Druckbehälters sich zersetzt
und größere Mengen von H2lCO und weiteren Gasen in das
Reaktorschutzgebäude
freigesetzt werden. Bei einem Hochtemperaturreaktor, der über ein Kühl system des
die Reaktorkaverne auskleidenden Liners verfügt, wird diese Aufgabe von diesem Linerkühlsystem
übernommen. Es bewirkt eine Begrenzung der Reaktorkern- und Primärkreistemperaturen,
da langfristig (ca.
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10 Tage) die gesamte Restwärme über dieses System abgeführt werden
kann. Zusätzliche Notmaßnahmen, die von Hand durchzuführen sind, gewährleisten,
daß das Linerkühlsystem seine Sicherheitsfunktion erfüllt.
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Auch bei intakter Linerkühlung kommt es zu einem Druckaufbau im Druckbehälter,
und es muß daher nach längerer Störfalldauer eine gezielte Druckentlastung erfolgen,
um ein Oberdruckversagen des Druckbehälters wie auch ein undefinierbares Versagen
von Behälterabschlüssen bei der vorliegenden Obertemperatur auszuschließen. Eine
Begrenzung des Primärkreisdruckes erfolgt durch Sicherheitsventile, die bei Erreichen
ihres Ansprechdrucks in das Reaktorschutzgebäude abblasen. Da hierbei ein Versagen
der Sicherheitsventile in Offenstellung nicht auszuschließen ist (was zu einem Ausströmen
des gesamten Primärkreisinhalts in das Reaktorschutzgebäude führen würde), kann
durch Notmaßnahmen, beispielsweise durch zusätzliche, von Hand zu betätigende Absperrventile,
der Primärkreisabschluß wiederhergestellt werden.
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Weitere Maßnahmen zur Druckbegrenzung im Primärkreis können von Hand
über eine im Primärkreislauf vorhandene Gasreinigungsanlage eingeleitet werden.
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Nach Austreten des Primärgases, das wegen der hohen Kerntemperatur
eine erhöhte Aktivität aufweist, in das Reaktorschutzgebäude bleibt als letzte Barriere
vor der Freisetzung von
Spaltprodukten an die Umgebung das Reaktorschutzgebäude,
das aufgrund seiner Auslegung und Funktionsweise den Aktivitätseinschluß gewährleistet.
Zusätzlich kann durch von Hand zu betätigende Absperrklappen der Abschluß des Reaktorschutzgebäudes
redundant sichergestellt werden. Um die für das Reaktorschutzgebäude zulässigen
Drücke einzuhalten, werden Entlastungsventile betätigt, die mit Filterstrecken gekoppelt
sind, in denen die Spaltprodukte zurückgehalten werden. Damit ist eine unzulässige
Aktivitätsfreisetzung an die Umgebung so gut wie ausgeschlossen. Die Entlastungsventile
können automatisch als auch zeitlich gestaffelt von Hand betätigt werden.
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Sollte es infolge des Ausfalls des Linerkühlsystems zu einer Beton
zersetzung im Druckbehälter und damit zur Freisetzung größerer Mengen von Gasen
in das Reaktorschutzgebäude kommen, so treten die eben beschriebenen Einrichtungen
in Aktion. Ein zusätzlicher Ausfall dieser Einrichtungen (hypothetischer Störfall)
würde zu einer Ansammlung brennbarer oder nicht kondensierbarer Gase in dem Reaktorschutzgebäude
führen und den Aktivitätseinschluß infolge von Verbrennungen oder Überdruck gefährden.
Um auch diesen Störfall (Eintrittswahrscheinlichkeit ca. 10 9/a) zu beherrschen,
wird bei Eintreten des Störfalls eine weitere Druckentlastung über mit Berstscheiben
ausgerüstete Sicherheitsventile vorgenommen. Auch dieser Ableitungspfad ist mit
einer Einrichtung zur Aktivitätszurückhaltung verbunden, beispielsweise mit einer
Filterstrecke oder einer Wasservorlage. Daher kann auch in diesem Fall keine Gefährdung
der Umgebung aufreten.