DE3526377C2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- DE3526377C2 DE3526377C2 DE19853526377 DE3526377A DE3526377C2 DE 3526377 C2 DE3526377 C2 DE 3526377C2 DE 19853526377 DE19853526377 DE 19853526377 DE 3526377 A DE3526377 A DE 3526377A DE 3526377 C2 DE3526377 C2 DE 3526377C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- pressure
- liner
- safety valve
- valve
- reactor
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T137/00—Fluid handling
- Y10T137/6416—With heating or cooling of the system
- Y10T137/6579—Circulating fluid in heat exchange relationship
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)
Description
Die Erfindung betrifft ein Druckentlastungssystem für
einen Hochtemperaturreaktor, mit einem
Reaktorschutzgebäude und einem darin enthaltenen,
insbesondere aus Beton bestehenden Reaktordruckbehälter,
der zumindest ein als Federventil ausgebildetes
Sicherheitsventil für die Druckbegrenzung im
Reaktordruckbehälter bei Kernaufheizstörfällen aufweist
und innenseitig mit einem Liner ausgekleidet ist, dem
Kühlkanäle zugeordnet sind, die an zumindest ein
Linerkühlsystem angeschlossen sind.
Bei Hochtemperaturreaktoren der vorgenannten Art ist in
dem Druckbehälter der gesamte Primärkreislauf integriert.
Der Druckbehälter besteht dabei aus Spannbeton. Zur
Erzielung einer ausreichenden Gasdichtigkeit gegen das
unter Druck stehende Primärkühlmittel Helium ist der
Reaktordruckbehälter innenseitig mit einer aus Stahl
bestehenden Auskleidung, dem sogenannten Liner, versehen.
Der Liner hat gasseitig eine Wärmeisolierung und
betonseitig Kühlkanäle, die an ein oder mehrere
Wasserkühlsysteme angeschlossen sind. Auf diese Weise
werden Liner und Beton vor den hohen Gastemperaturen
geschützt (vgl. W. Wachholz, Das Sicherheitskonzept des
HTR-500, 1985).
Kernaufheizstörfälle ergeben sich bei Ausfall der
Gaskühlung. Dabei sind solche dominant, die bei unter
Druck befindlichem Primärkreislauf stattfinden. Eine
Sonderstellung nehmen wiederum solche Störfälle ein, die
mit zusätzlichem Ausfall der Linerkühlung verbunden sind,
da sie zu den größten Konsequenzen führen. Dies liegt
daran, daß es in der Spätphase des Störfalls, wenn
bereits größere Mengen radiologisch bedeutsamer
Spaltprodukte aus den Brennelementen freigesetzt sind, zu
einer Zerstörung des Liners und zur thermischen
Zersetzung des Betons auf der Innenseite des
Reaktordruckbehälters kommt.
Üblicherweise wird der Reaktordruckbehälter von einem
oder mehreren, im Ansprechdruck gestaffelten
Sicherheitsventilen vor zu hohem Druck geschützt. Vor-
oder nachgeschaltete Absperrventile bieten eine
zusätzliche Absperrmöglichkeit, falls ein
Sicherheitsventil in Offenstellung versagt. Bei unter
Druck stattfindenden Kernaufheizstörfällen führt die
thermische Expansion des Primärgases zum Ansprechen der
Sicherheitsventile, sofern der Druckanstieg nicht durch
Abzug von Helium über die Gasreinigungsanlage kompensiert
wird.
Dabei ist ein unterschiedliches Verhalten der
Sicherheitsventile erwünscht. Bei funktionierender
Linerkühlung soll es ordnungsgemäß funktionieren, d. h. es
soll bei Überschreiten des Ansprechdruckes öffnen und bei
anschließendem Abfall auf den Betriebsdruck wieder
schließen. Bei ausgefallener Linerkühlung soll es
offenbleiben, weil in diesem Fall eine vollständige
Druckentlastung des Primärkreislaufs angestrebt wird.
Dies läßt sich durch Sicherheitsventile erreichen, die
sich über einen eigenen Antrieb gegen die Federkraft
öffnen lassen. Nachteilig dabei ist, daß Steuerungsfehler
zu einem unbeabsichtigten Öffnen des Primärkreislaufs
führen können. Außerdem ist beim Öffnen Hilfsenergie
erforderlich.
Zudem ist eine vollständige Druckentlastung des
Primärkreislaufs bei ausgefallener Linerkühlung nicht
unbedingt erwünscht. Bei völlig druckentlastetem Reaktor
erreichen nämlich die Brennelemente höhere Temperaturen,
wodurch mehr Spaltprodukte aus den Brennelementen
freigesetzt werden. Zweitens entweichen während der
Druckentlastungsphase bereits größere Mengen
Spaltprodukte aus den Brennelementen und werden
unmittelbar vom ausströmendem Helium in das
Reaktorschutzgebäude transportiert. Desweiteren ist nicht
auszuschließen, daß sich hinter dem Liner im Beton durch
die Verdampfung von Betonwasser ein Druck aufbaut, der
bei Fehlen eines entsprechenden Gegendrucks auf der
Innenseite zum vorzeitigen Versagen des Liners führt.
Schließlich steht für das Abströmen von Gas aus dem
Primärkreislauf immer nur die offene Entlastungsleitung
zur Verfügung. Diese ist nicht in der Lage, Spaltprodukte
in nennenswertem Umfang zurückzuhalten.
Der Erfindung liegt demnach die Aufgabe zugrunde, das
Druckentlastungssystem der eingangs genannten Art so zu
gestalten, daß es trotz des Einsatzes passiver Elemente
differenzierter auf die bei einem Kernaufheizstörfall
auftretenden Phänomene reagiert.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß
die Ventilfeder(n) des bzw. der Sicherheitsventile aus
einem Material mit bei ansteigender Temperatur
abnehmender Federkraft bestehen und von dem bei jeweils
offenem Sicherheitsventil ausströmendem Gas beaufschlagt
sind und daß zumindest eine Kühleinrichtung zur Kühlung
der Ventilfeder(n) und/oder des Gases vor dem Ausströmen
vorgesehen ist, die an zumindest ein Linerkühlsystem
angeschlossen ist.
Erfindungsgemäß wird jeweils die Ventilfeder eines
Sicherheitsventils je nach Art und Zeitfolge des
Störfalls unterschiedlich mit Wärme auf Grund des nach
Öffnen des Sicherheitsventils ausströmenden Gases
beaufschlagt, wobei die jeweilige Ventilfeder bei
ansteigender Temperatur mit abnehmender Federkraft
reagiert. Die Beaufschlagung der jeweiligen Ventilfeder
wird durch eine Kühleinrichtung gesteuert, die mit dem
Linerkühlsystem in Verbindung steht. Arbeitet das
Linerkühlsystem noch ordnungsgemäß, so sorgt die von ihm
gespeiste Kühleinrichtung dafür, daß die jeweilige
Ventilfeder relativ kalt bleibt, ihre Schließkraft also
dem Betriebsdruck entspricht oder etwas über ihm liegt.
Dabei geschieht dies alternativ oder in Kombination
dadurch, daß die jeweilige Ventilfeder und/oder das Gas
des Primärsystems vor dem Durchtritt durch das jeweilige
Sicherheitsventil gekühlt werden. Ein Öffnen des
jeweiligen Sicherheitsventils bei ordnungsgemäß
arbeitendem Linerkühlsystem infolge eines
Kernaufheizstörfalls hat deshalb nur einen Druckabfall
auf Betriebsdruck zur Folge, da die betreffende
Ventilfeder auf diesen Druck ausgelegt ist und durch die
Kühleinrichtung(en) in ihrer Federkraft konstant gehalten
wird.
Fällt das Linerkühlsystem aus, so wird die jeweilige
Ventilfeder bzw. das sie umgebende Gehäuse von dem
ausströmenden, heißen Gas beaufschlagt und erwärmt sich
auf eine Temperatur, bei der ihre Federkraft stark
nachläßt. Auf diese Weise erniedrigt sich automatisch die
Schließkraft des betreffenden Sicherheitsventils, wodurch
eine entsprechende Druckentlastung des
Reaktordruckbehälters eintritt. Es kommt allerdings nicht
zu einer vollständigen Druckentlastung. Der
Primärkreislauf verbleibt also unter einem - wenn auch
herabgesetzten - Druck, wodurch die aus den
Brennelementen freigesetzten Spaltprodukte über viele
Tage im Primärkreislauf eingeschlossen bleiben. Erst nach
der thermischen Zerstörung des Liners können sie aus dem
Primärkreislauf entweichen. Bis dahin sind viele durch
radioaktiven Zerfall gänzlich verschwunden oder haben
sich an kälteren Stellen des Primärkreislaufs wieder
abgelagert, so daß sie für eine Freisetzung aus dem
Primärkreislauf nicht mehr oder nur bedingt zur Verfügung
stehen. Hinzu kommt, daß der Zeitpunkt der thermischen
Zerstörung des Liners durch die Druckhaltung im
Primärkreislauf möglichst weit hinaus geschoben wird, da
der Innendruck einem möglichen Versagen des Liners durch
Einbeulen entgegenwirkt.
Der Druck im Primärkreislauf verhindert auch einen
massiven Wasser- und Dampfeinbruch aus dem
Linerkühlsystem und dem erhitzten Beton nach der
Zerstörung des Liners.
Zudem gelangt das nach der Zerstörung des Liners über den
Betonkörper entweichende Gas nicht mehr ungefiltert in
das Reaktorschutzgebäude. In den engen und weiträumigen
Strömungspfaden des Betons wird ein großer Teil der
mitgeführten Spaltprodukte zurückgehalten. Hierfür sorgt
nicht zuletzt die Kondensation von Wasserdampf, die durch
die starke Abkühlung des Gases im Beton zustande kommt.
Der Betonkörper wird also sowohl als Spaltprodukt als
auch als Wärmesenke genutzt.
In Ausbildung der Erfindung ist vorgesehen, daß die
Kühleinrichtung(en) an alle Linerkühlsysteme
angeschlossen sind, so daß eine Erwärmung der
Ventilfedern auf Grund des ausströmenden Gases erst beim
Ausfall aller Linerkühlsysteme eintritt. Vorzugsweise
sollten die Kühleinrichtung(en) an jeweils den Zulauf des
betreffenden Kühlsystems angeschlossen sein, um eine
ausreichende Kühlwirkung zu erzielen.
Das bzw. die Sicherheitsventil(e) sind zweckmäßigerweise
so ausgelegt, daß ein evtl. Überdruck im
Reaktordruckbehälter frühestens nach einer Stunde zu
einem Schließen des bzw. der Sicherheitsventile führt.
Außerdem sollte das Material für die Ventilfeder(n) eine
bei Temperaturen oberhalb von 150°C stark abfallende
Federkraft haben, wie z. B. der Federwerkstoff 50 CrV 4.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung ist vorgesehen,
daß die Ventilfeder(n) des bzw. der Sicherheitsventile
derart ausgelegt sind, daß ihr Schließdruck bei Ausfall
des bzw. der Linerkühlsysteme und geöffnetem
Sicherheitsventil(en) im Bereich des Druckniveaus des
bzw. der Linerkühlsysteme liegt.
In weiterer Ausbildung der Erfindung ist vorgeschlagen,
daß das bzw. die Sicherheitsventil(e) derart ausgebildet
ist bzw. sind, daß dessen bzw. deren Ventilfeder(n) erst
nach ihrem Öffnen mit Wärme des aus dem Druckbehälter
ausströmenden Gases beaufschlagt werden. Hierdurch ist
gesichert, daß das betreffende Sicherheitsventil bei
alleinigem Ausfall des Linerkühlsystems noch nicht
anspricht, sondern erst wenn sich im Reaktordruckbehälter
ein über dem Ansprechdruck liegender Druck einstellt. Ein
ungewolltes Öffnen des jeweiligen Sicherheitsventils bei
Ausfall des Linerkühlsystems ist somit ausgeschlossen.
Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung ist
vorgeschlagen, daß das bzw. die Sicherheitsventil(e) von
einem Wärmeisoliergehäuse umgeben ist bzw. sind. Ein
solches Wärmeisoliergehäuse verhindert Wärmeverluste bei
der Erwärmung der Ventilfeder und bewirkt damit einen
schnellen Abfall der Schließkraft.
Die Erfindung sieht ferner vor, daß jedes Gehäuse eines
der Sicherheitsventile im Bereich der Ventilfeder(n) von
aufgeschweißten Kühlschlangen der Kühleinrichtung umgeben
ist.
Zur Lösung der gestellten Aufgabe sieht die Erfindung
ferner vor, daß jedes Linerkühlsystem im Ablauf zumindest
ein Sicherheitsventil zur Begrenzung des sich bei
Zerstörung des Liners bildenden Drucks im Reaktorbehälter
aufweist, so daß Gas des Primärsystems über das
Linerkühlsystem abgegeben werden kann, wenn der Liner
zerstört wird. Über das bzw. die Sicherheitsventil(e)
kann ein dann möglicherweise sich einstellender Überdruck
infolge Verdampfens von Betonwasser begrenzt und abgebaut
werden. Das Gas durchströmt dabei eine Vielzahl dünner
Rohrleitungen, die viele Meter durch Beton verlaufen
können. In den Rohren kühlt sich das Gas ab und verliert
einen Teil der mitgeführten ablagerungsfähigen
Spaltprodukte. Dadurch wird außerdem das nachfolgende
Rohrleitungssystem thermisch entlastet.
Durch die Verwendung des Linerkühlsystems zur
Überdrucksicherung des bereits beschädigten
Reaktordruckbehälters kann auf Sicherheitsventile, deren
Ansprechdruck beim Kernaufheizstörfall mit Ausfall des
Linerkühlsystems reduziert wird, beim
Reaktordruckbehälter verzichtet werden. Beim
Linerkühlsystem sind die Sicherheitsventile von
vornherein auf den erforderlichen niedrigen Druck
eingestellt. Da es im Normalbetrieb nicht mit dem
Primärkreislauf in Verbindung steht, kann das
unbeabsichtigte Öffnen eines Sicherheitsventils nicht zur
Aktivitätsfreisetzung in das Reaktorschutzgebäude führen.
Der vorstehende Lösungsgedanke läßt sich besonders
vorteilhaft in Kombination mit dem Lösungsgedanken nach
Anspruch 1 verwirklichen, da die beiden Störfälle,
nämlich Ansteigen des Druckes im Reaktordruckbehälter
über Betriebsdruck und Ausfall des Linerkühlsystems
innerhalb eines Kernaufheizstörfalls nacheinander
auftreten können, so daß die hier gestellte Aufgabe
besonders vorteilhaft durch Kombination beider
Erfindungsgedanken gelöst wird.
Zweckmäßigerweise haben das bzw. die Sicherheitsven
til(e) eine Schließkraft etwas oberhalb des Be
triebsdruckes des jeweiligen Linerkühlsystems.
Besonders vorteilhaft ist es, wenn jedes Sicher
heitsventil mit einer in einer Wasservorlage münden
den Abblasleitung versehen ist. Da das Linerkühlsy
stem in aller Regel ein Wassersystem ist, schafft
die Verbindung mit einer solchen Wasservorlage kei
nerlei Probleme. Die im abströmenden Gas enthaltenen
flüchtigen und festen Spaltprodukte werden in der
Wasservorlage zurückgehalten.
Schließlich ist nach der Erfindung vorgesehen, daß
jedes Sicherheitsventil von einem ferngesteuerten
Bypassventil überbrückt ist, mit dessen Hilfe man
eine vollständige Druckentlastung des Primärkreis
laufs über das bzw. die Linerkühlsystem(e) erzielen
kann.
In der Zeichnung ist die Erfindung an Hand eines
Ausführungsbeispiels näher veranschaulicht. Es zeigt
Fig. 1 einen Vertikalschnitt durch einen Hoch
temperaturreaktor und
Fig. 2 einen Vertikalschnitt durch ein Sicher
heitsventil des Hochtemperaturreaktors
gemäß Fig. 1.
Der Hochtemperaturreaktor 1 wird von einem Reaktor
schutzgebäude 2 umgeben. Innerhalb des Reaktor
schutzgebäudes 2 ist auf einem Sockel 3, 4 ein Reak
tordruckbehälter 5 aus Spannbeton angeordnet. Die
Innenseite des Reaktordruckbehälters 5 ist mit einem
Liner 6 aus Stahlblech vollständig und druckfest
ausgekleidet.
Im Reaktordruckbehälter 5 ist ein Graphitreflektor 7
aufgestellt, der den Reaktorkern 8, bestehend aus
einer Schüttung kugelförmiger Brennelemente 9, ein
schließt. Nach unten schließt sich an den Reaktor
kern 8 ein Abzugsrohr 10 an, über das Brennelemente
9 aus dem Reaktorkern 8 nach unten abgezogen werden
können. Der Reaktorkern 8 wird über hier nur schema
tisch dargestellte Kanäle von dem Kühlmittel Helium
durchströmt, welches sich dabei von ca. 250°C
auf 750°C erwärmt.
An der Außenseite des Liners 6 sind Kühlkanäle, bei
spielsweise mit 11 bezeichnet, angeordnet. Die Kühl
kanäle sind in wechselnder Reihenfolge an eines von
zwei Linerkühlsystemen 12, 13 angeschlossen. Durch
die Pfeile A und B wird die Strömungsrichtung in den
Zuläufen 14, 15 der Linerkühlsysteme 12, 13 ange
zeigt, während durch die Buchstaben C und D die
Strömungsrichtung in den Abläufen 16, 17 hin zur
hier nicht näher dargestellten Pumpe angegeben wird.
Von den Zuläufen 14, 15 gehen Abzweigrohre 18, 19
bzw. 20, 21 zu den Kühlkanälen 11 ab. Jeweils ein
weiteres Abzweigrohr 22, 23 geht nach oben in ein
Wärmeisoliergehäuse 24 zu einer dort angeordneten
Kühleinrichtung 25. Sie gehen dann wieder zurück
nach unten zu den Abläufen 16, 17, in die dann auch
von den Kühlkanälen 11 kommende Ablaufrohre 26, 27
bzw. 28, 29 münden.
Von jedem der beiden Abläufe 16, 17 geht ein Sicher
heitsventil 30, 31 ab, das auf einen etwas oberhalb
des Betriebsdruckes der Linerkühlsysteme 12, 13 lie
genden Druck eingestellt ist. Parallel dazu ist je
weils ein Motorventil 32, 33 vorgesehen, das fern
steuerbar ist und die Abläufe 16, 17 vollständig
druckentlasten kann. Die an die Sicherheitsventile
30, 31 bzw. Motorventile 32, 33 anschließenden Ab
blasleitungen 34, 35 münden in einem Lochverteiler
36, der innerhalb einer Wasservorlage 37 liegt.
In dem Wärmeisoliergehäuse 24 ist ein Sicherheits
ventil 38 angeordnet, das an eine aus dem Innenraum
des Reaktordruckbehälters 5 ausgehende Entlastungs
leitung 39 angeschlossen ist. In dieser Entlastungs
leitung 39 sitzt zusätzlich noch ein Motorventil 40,
das grundsätzlich geöffnet ist.
In Fig. 2 ist der nähere Aufbau des Sicherheitsven
tils 38 in schematischer Darstellung gezeigt. Sein
Einströmstutzen 41 wird von einem Ventilkegel 42 ab
gedeckt. Dieser ist über eine Betätigungsstange 43
mit einer Schraubenfeder 44 verbunden, wobei das un
tere Ende der Schraubenfeder 44 auf eine an der Be
tätigungsstange 43 befestigten Druckplatte aufliegt
und das obere Ende an einem mit der Federhaube 46
verbundenen Teller 47 anliegt. Der Einströmstutzen
41 wird von dem rechtwinklig weggehenden Ausström
stutzen 48 umgeben.
Auf der Außenseite der Federhaube 46 ist die Kühl
einrichtung 25 in Form von aufgeschweißten Kühl
schlangen 49 angebracht. Die Kühlschlangen 49 werden
über die Abzweigrohre 22, 23 von beiden Linerkühl
systemen 12, 13 gespeist, wobei die jeweiligen Strö
mungsrichtungen durch die schon in Fig. 1 enthalte
nen Pfeile A, B, C und D angezeigt werden. Die Pfei
le E und F deuten die Strömungsrichtung bei geöffne
tem Sicherheitsventil 38 an.
Bei einem Kernaufheizstörfall arbeitet das vorbe
schriebene System wie folgt.
Fällt beispielsweise die Gaskühlung des Reaktors
aus, so steigt die Temperatur innerhalb des Reaktor
druckbehälters 5 an und damit auch gleichzeitig der
Druck. Es spricht dann das Sicherheitsventil 38 an,
d. h. bei Erreichen eines bestimmten Auslegungsdruc
kes, beispielsweise 55 bar, kann die Schraubenfeder
44 den Ventilkegel 42 nicht mehr auf dem Einström
stutzen 41 halten, so daß der Ventilkegel 42 abhebt.
Das dann in das Sicherheitsventil 38 einströmende,
aus dem Reaktordruckbehälter 5 über die Entlastungs
leitung 39 kommende Gas wird über den Ausströmstut
zen 48 in das Reaktorschutzgebäude 2 abgeblasen. Das
Sicherheitsventil 38 ist dabei so dimensioniert, daß
der Überdruck sich erst in ein bis zwei Stunden ab
baut.
Durch das Einströmen des aus dem Reaktordruckbehäl
ters 5 stammenden Gases wird das Sicherheitsventil
38 in seinem unteren Teil stark aufgeheizt, da das
Gas eine hohe Temperatur hat. Eine Aufheizung der
Schraubenfeder 44 wird jedoch durch die Kühleinrich
tung 25 im wesentlichen solange vermieden, solange
die Linerkühlsysteme 12, 13 ordnungsgemäß arbeiten,
also die Kühleinrichtung 25 über die Abzweigrohre
22, 23 mit Kühlwasser versorgt wird. Die Schrauben
feder 44 behält auf Grund dessen ihre vorgesehene
Schließkraft bei, so daß das Sicherheitsventil 38
auch sofort wieder schließt, sobald der Druck im Re
aktordruckbehälter auf den normalen Betriebsdruck
von 50 bar abgefallen ist. Es tritt also bei diesem
Störfall keine Druckentlastung ein.
Kommt es zu einem Ausfall eines Linerkühlsystems 12,
13, so hält das jeweils andere Linerkühlsystem die
Kühlung der Schraubenfeder 44 in hinreichendem Maße
aufrecht, so daß deren Schließkraft auch bei einem
solchen Störfall noch erhalten bleibt. Erst wenn
beide Linerkühlsysteme 12, 13 ausfallen, wird die
Kühleinrichtung 25 nicht mehr versorgt und fällt
dann ebenfalls aus. Das in das Sicherheitsventil 38
einströmende Gas erhitzt dann auch den von der Fe
derhaube 46 umschlossenen Raum und damit die Schrau
benfeder 44 selbst so stark, daß deren Schließkraft
erheblich abnimmt. Dabei wird eine evtl. Wärmeab
strahlung durch das Wärmeisoliergehäuse 24 verhin
dert.
Die jetzt noch vorhandene Schließkraft der Schrau
benfeder 44 reicht nicht mehr aus, um das Sicher
heitsventil 38 bei Druckabfall auf Betriebsdruck
wieder zu schließen. Dies tritt erst bei einem wei
teren Druckabfall ein, der demjenigen der jetzt noch
vorhandenen Schließkraft der Schraubenfeder 44 ent
spricht. Allerdings sorgt das Sicherheitsventil 38
in diesem Zustand immer noch für die Aufrechterhal
tung eines - wenn auch unterhalb des Betriebsdruckes
liegenden - Überdrucks, der dann bei 16 bar liegen
kann.
Kommt es nach Ausfall der Linerkühlung in der Spät
phase des Kernaufheizstörfalls zum Abschmelzen des
Liners 6, so entsteht eine Verbindung zwischen dem
Reaktordruckbehälter 5 und den beiden Linerkühlsy
stemen 12, 13. Sollte es dann anschließend durch
Verdampfung von Betonwasser zu einem erneuten Druck
aufbau im Reaktordruckbehälter kommen, wird er durch
die Sicherheitsventile 30, 31 abgebaut, die auf das
Druckniveau bei ordnungsgemäß funktionierenden Li
nerkühlsystemen 12, 13 eingestellt sind, beispiels
weise 16 bar. Das über die Sicherheitsventile 30, 31
in die Abblasleitungen 34, 35 wegströmende Gasge
misch strömt dann über den Lochverteiler 36 in die
Wasservorlage 37, wo der Wasserdampf kondensiert und
die im Gas enthaltenen festen und flüchtigen Spalt
produkte ausgewaschen werden.
Ist eine vollständige Druckentlastung des Reaktor
druckbehälters 5 erwünscht, werden die Motorventile
32, 33 ferngesteuert geöffnet, so daß das noch im
Reaktordruckbehälter 5 enthaltene Gas in die Wasser
vorlage 37 strömt und dort ausgewaschen bzw. konden
siert wird.
Claims (11)
1. Druckentlastungssystem für einen
Hochtemperaturreaktor, mit einem Reaktorschutzgebäude
und einem darin enthaltenen, insbesondere aus Beton
bestehenden Reaktordruckbehälter, der zumindest ein
als Federventil ausgebildetes Sicherheitsventil für
die Druckbegrenzung im Reaktordruckbehälter bei
Kernaufheizstörfällen aufweist und innenseitig mit
einem Liner ausgekleidet ist, dem Kühlkanäle
zugeordnet sind, die an zumindest ein Linerkühlsystem
angeschlossen sind,
dadurch gekennzeichnet, daß die Ventilfeder(n) (44)
des bzw. der Sicherheitsventile (38) aus einem
Material mit bei ansteigender Temperatur abnehmender
Federkraft besteht bzw. bestehen und von der Wärme des
bei jeweils offenem Sicherheitsventil (38) ausströmendem Gas beaufschlagt ist bzw. sind und daß
zumindest eine Kühleinrichtung (25) zur Kühlung der
Ventilfeder(n) (44) und/oder des Gases vor dem
Ausströmen vorgesehen ist, die an zumindest ein
Linerkühlsystem (12, 13) angeschlossen ist.
2. Druckentlastungssystem nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die Kühleinrichtung(en)
(25) an alle Linerkühlsysteme (12, 13) angeschlossen
ist bzw. sind.
3. Druckentlastungssystem nach Anspruch 1 oder 2
dadurch gekennzeichnet, daß das Material für die
Ventilfeder(n) (44) eine bei Temperaturen oberhalb von
150°C stark abfallende Federkraft hat.
4. Druckentlastungssystem nach einem der Ansprüche
1 bis 3,
dadurch gekennzeichnet, daß die Ventilfeder(n) (44)
des bzw. der Sicherheitsventile (38) derart ausgelegt
sind, daß ihr Schließdruck bei Ausfall des bzw. der
Linerkühlsysteme (12, 13) und geöffnetem
Sicherheitsventil(en) (38) im Bereich des Druckniveaus
des bzw. der Linerkühlsysteme (12, 13) liegt.
5. Druckentlastungssystem nach einem der Ansprüche
1 bis 4,
dadurch gekennzeichnet, daß das bzw. die
Sicherheitsventil(e) (38) derart ausgebildet ist bzw.
sind, daß dessen bzw. deren Ventilfeder(n) (44) erst
nach ihrem Öffnen mit Wärme des aus dem
Reaktordruckbehälter (5) ausströmenden Gases
beaufschlagt wird bzw. werden.
6. Druckentlastungssystem nach einem der Ansprüche
1 bis 5,
dadurch gekennzeichnet, daß das bzw. die
Sicherheitsventil(e) (38) von einem
Wärmeisoliergehäuse (24) umgeben ist bzw. sind.
7. Druckentlastungssystem nach einem der Ansprüche
1 bis 6,
dadurch gekennzeichnet, daß jedes Gehäuse eines der
Sicherheitsventile (38) im Bereich der Ventilfeder(n)
(44) von aufgeschweißten Kühlschlangen (49) der
Kühleinrichtung (25) umgeben ist.
8. Druckentlastungssystem, für einen
Hochtemperaturreaktor, mit einem Reaktorschutzgebäude
und einem darin enthaltenen, insbesondere aus Beton
bestehenden Reaktordruckbehälter, der innenseitig mit
einem Liner ausgekleidet ist, dem Kühlkanäle
zugeordnet sind, die an zumindest ein Linerkühlsystem
angeschlossen sind, insbesondere nach einem der
Ansprüche 1 bis 7,
dadurch gekennzeichnet, daß jedes Linerkühlsystem (12,
13) im Ablauf (16, 17) zumindest ein Sicherheitsventil
(30, 31) zur Begrenzung des sich bei Zerstörung des
Liners bildenden Druckes im Reaktorbehälter (5)
aufweist.
9. Druckentlastungssystem nach Anspruch 8,
dadurch gekennzeichnet, daß das bzw. die
Sicherheitsventil(e) (30, 31) eine Schließkraft etwas
oberhalb des Betriebsdruckes des jeweiligen
Linerkühlsystems (12, 13) hat bzw. haben.
10. Druckentlastungssystem nach Anspruch 8 oder 9,
dadurch gekennzeichnet, daß jedes Sicherheitsventil
(30, 31) mit einer in einer Wasservorlage (37)
mündenden Abblasleitung (34, 35) versehen ist.
11. Druckentlastungssystem nach einem der Ansprüche
8 bis 10,
dadurch gekennzeichnet, daß jedes Sicherheitsventil
(30, 31) von einem fernsteuerbaren Bypassventil (32,
33) überbrückt ist.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19853526377 DE3526377A1 (de) | 1985-07-24 | 1985-07-24 | Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor |
US06/889,123 US4777013A (en) | 1985-07-24 | 1986-07-24 | Nuclear reactor, in particular a high-temperature reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19853526377 DE3526377A1 (de) | 1985-07-24 | 1985-07-24 | Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3526377A1 DE3526377A1 (de) | 1987-02-05 |
DE3526377C2 true DE3526377C2 (de) | 1987-12-10 |
Family
ID=6276559
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19853526377 Granted DE3526377A1 (de) | 1985-07-24 | 1985-07-24 | Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4777013A (de) |
DE (1) | DE3526377A1 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19946286A1 (de) * | 1999-09-27 | 2001-04-19 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Reaktorzelle mit Vorrichtung zur Druckentlastung |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3603090A1 (de) * | 1986-02-01 | 1987-08-06 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung |
DE3617524A1 (de) * | 1986-05-24 | 1987-11-26 | Kernforschungsanlage Juelich | Vorrichtung zur automatischen druckentlastung von temperaturgefaehrdeten behaeltern |
DE4035840C1 (en) * | 1990-11-10 | 1992-04-02 | Eckardt Ag, 7000 Stuttgart, De | Circuit for differential pressure control between two chambers - ifcluding safety valve which is opened in any limiting values are exceeded |
US5108695A (en) * | 1991-02-25 | 1992-04-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ventilating system for an emergency feedwater enclosure in a nuclear power plant |
DE4206658A1 (de) * | 1992-03-03 | 1993-09-09 | Siemens Ag | Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters |
DE4206661A1 (de) * | 1992-03-03 | 1993-09-09 | Siemens Ag | Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters |
DE4206660A1 (de) * | 1992-03-03 | 1993-09-09 | Siemens Ag | Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters |
US7370672B2 (en) * | 2005-01-12 | 2008-05-13 | Delphi Technologies, Inc. | Diverter valve |
DE102006010826A1 (de) * | 2006-03-07 | 2007-09-13 | Framatome Anp Gmbh | Kerntechnische Anlage sowie Verschlussvorrichtung für deren Sicherheitsbehälter |
JP5232022B2 (ja) * | 2009-01-08 | 2013-07-10 | 株式会社東芝 | 原子炉建屋及びその建設工法 |
US9151130B2 (en) * | 2012-02-02 | 2015-10-06 | Cameron International Corporation | System for controlling temperature of subsea equipment |
CN107818829A (zh) * | 2017-11-23 | 2018-03-20 | 大连理工大学 | 一种核电站安全壳抗爆泄压系统 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3056736A (en) * | 1962-10-02 | Nuclear plant provided with an expansible gas holder | ||
US3228414A (en) * | 1963-04-15 | 1966-01-11 | Vacuum Engineering Company Inc | Vacuum control device |
JPS4988121A (de) * | 1972-12-08 | 1974-08-23 | ||
DE2430724C3 (de) * | 1974-06-26 | 1978-06-08 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Steuerbares Ventil |
DE3121377A1 (de) * | 1981-05-29 | 1982-12-16 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | "kuehlsystem fuer den spannbetonbehaelter eines kernreaktors" |
DE3435256A1 (de) * | 1984-09-26 | 1986-04-03 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Verfahren und einrichtung zur druckabsicherung eines von einem reaktorschutzgebaeude umgebenen spannbetondruckbehaelters und zur verhinderung von aktivitaetsfreisetzung an die umgebung |
-
1985
- 1985-07-24 DE DE19853526377 patent/DE3526377A1/de active Granted
-
1986
- 1986-07-24 US US06/889,123 patent/US4777013A/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19946286A1 (de) * | 1999-09-27 | 2001-04-19 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Reaktorzelle mit Vorrichtung zur Druckentlastung |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4777013A (en) | 1988-10-11 |
DE3526377A1 (de) | 1987-02-05 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3526377C2 (de) | ||
EP0563118B1 (de) | Kernrückhaltevorrichtung für kernreaktoranlage und notkühlung bei kernschmelze | |
DE3210745C2 (de) | ||
EP0629308B1 (de) | Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters | |
DE1948522C3 (de) | Sicherheitsvorrichtung für Druckbehälter von Atomkernreaktoren | |
EP0629310B1 (de) | Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters | |
DE3435256C2 (de) | ||
EP0629309B1 (de) | Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters | |
DE1958152C3 (de) | Klemmsystem für einen Reaktorkern | |
DE3617524C2 (de) | ||
EP0056830B2 (de) | Verfahren zum Vermeiden oder Verringern einer Gefährdung einer Anlage und deren Umgebung durch reagierende Gemische | |
CH689240A5 (de) | Kernrohr- und Tragplattenbaueinheit fuer Druckwasserkernreaktor. | |
DE2516123A1 (de) | Verfahren zum abfuehren der zerfallswaerme radioaktiver spaltprodukte | |
DE2240067A1 (de) | Kernenergieanlage in dezentralisierter kompaktbauweise | |
DE3701604C2 (de) | ||
DE1105531B (de) | Durch Graphit moderierter Kernreaktor mit positivem Temperaturkoeffizienten des Moderatoreinflusses auf die Reaktivitaet | |
DE3425144A1 (de) | In der kaverne eines druckbehaelters angeordnete kernreaktoranlage | |
DE2623978C2 (de) | Hochtemperaturkernreaktor mit Nachwärmeabfuhr über den Deckenreflektor | |
DE4212284A1 (de) | Vorrichtung zum Abschalten von Kernreaktoren | |
EP0870141B1 (de) | Absperrventil | |
DE2657882C2 (de) | ||
DE3814691C2 (de) | ||
DE2430586C3 (de) | Kernreaktoranlage mit einer Sicherheitshülle | |
DE3339627C2 (de) | Reaktordruckbehälter einer wassergekühlten Kernreaktoranlage | |
EP0682804B1 (de) | Vorrichtung zur Drucksicherung eines Druckbehälters |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
8125 | Change of the main classification |
Ipc: G21C 15/12 |
|
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8327 | Change in the person/name/address of the patent owner |
Owner name: FORSCHUNGSZENTRUM JUELICH GMBH, 5170 JUELICH, DE |
|
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |