DE3335268C2

DE3335268C2 -

Info

Publication number: DE3335268C2
Application number: DE3335268A
Authority: DE
Inventors: Josef Dipl.-Ing. Dr. 7521 Hambruecken De Schoening; Winfried Ing.(Grad.) 6940 Gorxheimer Tal De Wachholz; Ulrich Dipl.-Ing. 6940 Weinheim De Weicht
Original assignee: Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Current assignee: Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Priority date: 1983-09-29
Filing date: 1983-09-29
Publication date: 1991-09-26
Also published as: DE3335268A1; US4756872A; JPS6073496A

Description

Die Erfindung betrifft einen in einem berstsicheren Spannbetondruckbehälter untergebrachten gasgekühlten Hochtemperaturreaktor, bei dem die Dampferzeuger und Gebläse umfassenden Primärkreislaufkomponenten in einer großen, mit einem Liner ausgekleideten Kaverne des Spannbetondruckbehälters angeordnet sind, mit einem Li nerkühlsystem und mindestens einem Abschaltsystem und mit einem Reaktorkern, dessen kugelförmige Brennelemente aus in eine Graphitmatrix eingebetteten beschichteten Spaltstoffteilchen bestehen und der von oben nach unten von Helium als Kühlgas durchströmt wird, mit einem ohne Liner ausgeführten Reaktorschutzgebäude, das den Spann betondruckbehälter sowie alle aktivgasführenden Komponenten umschließt, zum sicheren Aktivitäts einschluß und zum Schutz gegen Einwirkungen von außen.

Ein derartiger Kernreaktor ist aus dem Buch "VGB-Kern kraftwerks-Seminar", 1970, Seite 167 bis 176 und 188 bis 196 bekannt. Der Hochtemperaturreaktor dieses Bautyps verfügt über eine Reihe spezifischer Sicherheitseigenschaf ten, durch die das Störfallrisiko beim Betreiben einer solchen Anlage auf ein Minimum herabgesetzt ist. Selbst bei hypothetisch unterstellten Störfällen (Unfällen) wirken sich die systeminhärenten Sicherheitseigenschaf ten eines Hochtemperaturreaktors dahingehend aus, daß die Belastung der Umgebung auf relativ niedrige Werte begrenzt bleibt.

Zu den charakteristischen Merkmalen eines Hochtempera turreaktors gehören der negative Temperatur- und Lei stungskoeffizient bei allen Betriebszuständen, die Ver wendung eines gasförmigen und damit phasenstabilen Kühl mittels, und zwar speziell eines neutronen-physikalisch neutralen Inertgases, bei dem es auch beim Druckentla stungsstörfall nicht zu einem totalen Kühlmittelverlust kommen kann, ein niedriges Verhältnis von Leistungsdich te/Wärmekapazität, wodurch bei Störungen der Wärmepro duktion oder Wärmeabfuhr nur langsame Temperaturänderun gen im Kern auftreten, und die hohe Temperaturbeständig keit der aus keramischem Material (Graphit) bestehenden Kerneinbauten und Brennelemente, in denen der Brennstoff in Form von mit Pyrokohlenstoff beschichteten Partikeln gasdicht abgeschlossen eingelagert ist, so daß Spaltpro dukte in der Graphitschale zurückgehalten werden.

Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, einen Hoch temperaturreaktor des eingangs beschriebenen Bautyps zu schaffen, der in einem Leistungsbereich von 300 bis 600 MW_el wirtschaftlich betrieben werden kann und bei dem zugleich durch Ausnutzung seines günstigen Störfallver haltens ein hoher Sicherheitsstandard eingehalten wird.

Erfindungsgemäß wird diese Aufgabe durch die Kombination folgender Merkmale gelöst:

a) das Reaktorschutzgebäude weist mit Filtern gekop pelte Druckentlastungseinrichtungen auf;
b) es sind mehrere an sich bekannte, von den betrieblichen Kühlsystemen getrennte Hilfskühlsysteme mit passiven und/ oder aktiven Umwälzeinrichtungen zur Nachwärmeabfuhr bei Störanfällen vorgesehen;
c) Einsatz des Linerkühlsystems zur Abfuhr der Nachwärme bei Ausfall der Hilfskühlsysteme.

Als primäre Maßnahmen zur Risikominderung bzw. zum Risikoaus schluß beim Betreiben eines Kernkraftwerks ist die Gewährlei stung der Aktivitätsrückhaltung bei Störfällen bis hin zu hy pothetischen Störfällen anzusehen. Diese wird im wesentlichen von den Betriebs- und Störfalltemperaturen sowie von den Be triebs- und Störfalldrücken bestimmt. Die Sicherheit des Kern kraftwerkes hängt daher in erster Linie von der Beherrschung der Temperatur- und Druckprobleme ab; d. h. das Überschreiten der Versagenstemperatur der Brennelemente wie auch des Spann betondruckbehälters muß hinreichend unwahrscheinlich sein bzw. ausgeschlossen werden können, und die Druckabsicherung der An lage muß gewährleistet sein. Bei einem gemäß der Erfindung ausgestalteten Kernkraftwerk werden die genannten Temperatur- und Druckprobleme sicher beherrscht.

So ist der berstsichere Reaktordruckbehälter aue Spannbeton mit innenliegendem Liner, Linerkühlsystem und Isolierung, der den Primärkreislauf und seine Komponenten enthält, von dem Reaktor schutzgebäude umgeben, das Kühlgasleckagen sammelt und über Filter und einen Kamin gezielt an die Umgebung abführt. Auf grund der geringen Kühlgasaktivität eines Hochtemperaturreak tors ist dies zulässig. Aus dem gleichen Grund ist es auch nicht erforderlich, das Reaktorschutzgebäude mit einem Liner zu ver sehen, was zu einer erheblichen Reduzierung der Anlagekosten führt. Kommt es, was sehr unwahrscheinlich ist, zu dem Austritt großer Kühlgasleckagen aus dem Reaktordruckbehälter (z. B. bei einer Druckentlastung des Reaktordruckbehälters über ein Sicher heitsventil nach einer massiven Störung der Primärkreiskühlung), so treten die mit Filtern gekoppelten Druckentlastungseinrich tungen des Reaktorschutzgebäudes in Tätigkeit. Eine Auslegung des Reaktorschutzgebäudes auf vollen Druck ist daher nicht not wendig. Der Kaminquerschnitt ist so bemessen, daß bei maximalen Ausströmwerten der Auslegungsdruck aus der statischen Bemessung des Reaktor schutzgebäudes nicht überschritten wird. Die statische Bemessung ist so festgelegt, daß das Reaktorschutzgebäude auch bei Flug zeugabsturz instand bleibt. Alle sicherheitstechnisch wichtigen Komponenten sind damit gegen Einwirkungen von außen geschützt. Gegebenenfalls können die großen Zutritte (Personal- und Materi altore) durch vorgesetzte Nebengebäude geschützt und selbst un geschützt ausgeführt werden.

Wie bereits erwähnt, spielt neben dem Druck die Temperatur eine wesentliche Rolle bei der Gewährleistung eines sicheren Aktivi tätseinschlusses bei Störfällen. Temperaturerhöhungen im Kern resultieren normalerweise aus einem Mißverhältnis zwischen Wär meproduktion und Wärmeabfuhr. Die Nachwärmeabfuhr erfolgt bei Normalbetrieb über die betriebliche Kühlsysteme, also über die Dampferzeuger der Hauptkreisläufe und den Sekundärkreis. Bei Ausfall der betrieblichen Kühlsysteme oder bei extremen Stör fällen, die zu erhöhten Temperaturbelastungen dieser Kühlsyste me führen, wird gemäß der Erfindung die Nachwärmeabfuhr von Hilfskühlsystemen übernommen, die von den betrieblichen Kühl systemen getrennt sind; d. h. Betriebs- und Sicherheitssysteme sind nicht miteinander verknüpft. Auch bei Störfällen, die ei nen Kühlgasverlust zur Folge haben und im Kern den Druck bis auf Umgebungsdruck herabsetzen, ist die vorhandene Kühlgasdich te noch ausreichend, um die Nachzerfallswärme über die Hilfs kühlsysteme sicher abführen zu können.

Aufgrund des obenbeschriebenen systeminhärenten Störfallverhal tens des Hochtemperaturreaktors treten bei Störungen des bestim mungsgemäßen Betriebs nur langsame Temperaturänderungen auf, so daß zur Einleitung der für die Störfallbeherrschung notwendigen Gegenmaßnahmen, nämlich Reaktorabschaltung und Einsatz der Hilfs kühlsysteme, relativ viel Zeit zur Verfügung steht. Dieses träge Temperatur-Zeit-Verhalten des Hochtemperaturreaktors ermöglicht es zudem bei Ausfall der Hilfskühlsysteme, Maßnahmen zur Wieder herstellung der Nachwärmeabfuhr durchzuführen. In diese Maßnah men können auch von Hand vorzunehmende Operationen einbezogen werden.

Sollten die Hilfskühlsysteme für längere Zeit (mehrere Stunden) ausfallen, so wird die Nachzerfallswärme über das Linerkühlsy stem abgeführt. Zusätzliche Anforderungen werden dadurch nicht an dieses System gestellt, da seine Verfügbarkeit aus den Anfor derungen als Behälterkühlsystem ausreichend hoch ist. Bei Nach wärmeabfuhr allein über das Linerkühlsystem kommt es innerhalb von einigen Stunden auf einen Anstieg der maximalen Temperatu ren in den Brennelementen (auf ca. 1500°C), wodurch jedoch kei ne Schäden an den Brennelementen verursacht werden.

Vorteilhafterweise können die Druckentlastungseinrichtungen des Reaktorschutzgebäudes mit Entlastungswegen verbunden sein, die bei Überschreiten eines bestimmten Druckes automatisch geöffnet und nach Unterschreiten des Ansprechdruckes wieder geschlossen werden. Durch diese Maßnahme läßt sich erreichen, daß die Rück haltung der Aktivität durch das Reaktorschutzgebäude auch län gerfristig gewährleistet ist.

Für die Abfuhr der Nachwärme bei Ausfall der betrieblichen Kühl systeme sind für einen Hochtemperaturreaktor des Leistungsbe reichs von 300-600 MW_el zweckmäßigerweise zwei separate Hilfs kühlsysteme vorgesehen, von denen bei Störfällen ohne Kühlmittel verlust bereits ein System zur Nachwärmeabfuhr ausreicht, ohne daß die Auslegungsgrenzen der Komponenten überschritten werden.

Steht nach einer schnellen Druckentlastung nur ein Hilfskühlsy stem zur Verfügung, so wird die Nachwärme unter Ausnutzung der Auslegungsreserven abgeführt.

Bei Ausfall beider Hilfskühlsysteme wird, wie bereits erwähnt, das Linerkühlsystem zur Nachwärmeabfuhr herangezogen. Bei einem Störfall ohne Kühlmittelverlust stellt sich im Primärkreis auf grund von Auftriebseffekten Naturkonvektion ein, die der norma len Strömungsrichtung entgegengesetzt ist. Durch diese Strömung wird die Wärme aus dem Kern abgeführt und an das Linerkühlsystem übertragen.

Auch im Druckentlastungsstörfall kann bei einem gasgekühlten Re aktor die Nachwärme noch an das Linerkühlsystem übertragen wer den. Der größere Teil der abzuführenden Wärmemenge wird anfäng lich jedoch im Kern gespeichert und durch Strahlung und Leitung an das Linerkühlsystem abgegeben. Hierbei kommt es zu einem lang samen Temperaturanstieg im Kern; da jedoch Schäden an den Brenn elementen erst bei überheblicher Überschreitung der Normalbe triebstemperatur auftreten, bleibt hinreichend Zeit, um durch Gegenmaßnahmen die Wiederinbetriebsetzung der Hilfskühlsysteme zu bewerkstelligen. Diese Gegenmaßnahmen umfassen zunächst auto matisch ausgelöste Aktionen aufgrund automatischen Erkennens und sodann durch das Bedienungspersonal von der Warte aus durchzufüh rende Handmaßnahmen, nachdem nach Verstreichen eines längeren Zeitraumes eine vernünftige Einschätzung des Störfalls und des Anlagenzustandes möglich geworden ist. Schließlich können noch durch die Betriebsmannschaft Notmaßnahmen zur Reparatur bzw. zum Ersatz ausgefallener Anlagenteile durchgeführt werden.

Claims

1. In einem berstsicheren Spannbetondruckbehälter untergebrachter gasgekühlter Hochtemperaturreaktor, bei dem die Dampferzeuger und Gebläse umfassenden Primär kreislaufkomponenten in einer großen, mit einem Liner ausgekleideten Kaverne des Spannbetondruckbehälters an geordnet sind, mit einem Linerkühlsystem und mindestens einem Abschaltsystem und mit einem Reaktorkern, dessen kugelförmige Brennelemente aus in eine Graphitmatrix eingebetteten beschichteten Spaltstoffteilchen bestehen und der von oben nach unten von Helium als Kühlgas durchströmt wird, mit einem ohne Liner ausgeführten Re aktorschutzgebäude, das den Spannbetondruckbehälter so wie alle aktivgasführenden Komponenten umschließt, zum sicheren Aktivitätseinschluß und zum Schutz gegen Ein wirkungen von außen, gekennzeichnet dadurch,

a) daß das Reaktorschutzgebäude mit Filtern gekoppelte Druckentlastungseinrichtungen aufweist,
b) sowie mit mehreren an sich bekannten, von den be trieblichen Kühlsystemen getrennten Hilfskühlsyste men mit passiven und/oder aktiven Umwälzeinrich tungen zur Nachwärmeabfuhr bei Störfällen,
c) und daß der Einsatz des Linerkühlsystems zur Abfuhr der Nachwärme bei Ausfall der Hilfskühlsysteme vor gesehen ist.

2. Gasgekühlter Hochtemperaturreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Druckentlastungsein richtungen des Reaktorschutzgebäudes mit Entlastungswe gen verbunden sind, die bei Überschreiten eines bestimm ten Druckes automatisch geöffnet und nach Unterschreiten des Ansprechdruckes wieder geschlossen werden.

3. Gasgekühlter Hochtemperaturreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zwei separate Hilfskühl systeme vorgesehen sind. wobei bei Störfällen ohne Kühl mittelverlust bereits ein Hilskühlsystem zur Abfuhr der Nachwärme ausreicht.

4. Gasgekühlter Hochtemperaturreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß dem Linerkühlsystem bei Störfällen ohne Kühlmittelverlust die Nachwärme durch Naturkonvektion zugeführt wird.

5. Gasgekühlter Hochtemperaturreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß dem Linerkühlsystem in Druckentlastungsstörfällen die Nachwärme durch Strahlung und Leitung zugeführt wird.