DE3733790A1 - Pneumatische sicherung gegen ueberhitzung von kernreaktoren - Google Patents
Pneumatische sicherung gegen ueberhitzung von kernreaktorenInfo
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- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
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Description
Ein Kernreaktor auf der Grundlage der Spaltung schwerer Atomkerne wird immer,
auch im kompakten Impulsbetrieb in einem relativ langsam steuerbaren ther
mischen Gleichgewicht gehalten. Beim Übergang vom (nicht exothermen) unter
kritischen Zustand in den kritischen Zustand wird ein Überhitzen des Reaktors,
außer mit regeltechnischer Wärmeabfuhr durch Kühlung als Nutzwärme für die
Wärmekraftmaschine oder Heizung auch durch Moderatorstäbe verhindert.
Als Moderatorstäbe werden meistens reinstes Graphit verwendet, die hermetisch
in z. B. sechskantige Hüllen aus hochwarmfesten Materialien per Elektronen
strahlschweißung eingearbeitet sind. Da das Einschieben der Stäbe mit fern
bedienten Motoren relativ langsam erfolgt, werden die langsam veränderlichen
Gleichgewichtsbedingungen gerade erfüllt. Für die Geschwindigkeit des Ein-
oder Ausfahrens der Stäbe sind selbstverständlich weite Spielräume für die
Sicherheit vorgesehen sowie bezüglich mechanischer Hemmungen oder Verklemmungen der
Stäbe, so daß ein größter annehmbarer Unfall (GAU) äußerst klein gehalten
wird.
Schwierigkeiten entstehen aber besonders dann, wenn - wie in Tschernobyl
1986 - für waffentechnische Experimente viele Sicherheitsvorrichtungen mit
Absicht ausgeschaltet werden und dann für die Moderierung der Überhitzung
plötzlich nicht genügend viele Stäbe bereitliegen. Auch das bekannte "Three-
Mile-Island"-Reaktorunglück hätte durch eine bessere Moderierung verhindert
werden können.
Erfindungsgemäß wird nun zur absoluten Verhinderung irgendeines Reaktorun
falls durch Überhitzen von Reaktoren aller bisherigen Gleichgewichts- oder
quasi-Gleichgewichtskonstruktionen eine pneumatische Sicherung eingeführt,
wie in Abb. 1 an einem Beispiel erläutert wird. An einem Reaktor 1 mit den
für Moderatorstäben vorgesehenen Hohlräumen (Moderatorgeometrie) 1 a wird
ein Gefäß 2 oder werden mehrere Gefäße fest durch Verschraubung und Ab
dichtung aufgesetzt. Das Material von 2 ist z. B. ein durchfestes hochwarm
festes Metall, z. B. Zirkon, und enthält ein für den Reaktor spezifisch mo
derierendes Gas, z. B. sehr reines Kohlenmonoxyd von hohem Druck, z. B. weit
über 30 Atmosphären. Das Gefäß 2 ist nach der Moderatoröffnung 1 a durch ein
hoch-druckfestes Material 4 abgeschlossen, das jedoch eine niedrigere Schmelz
temperatur T s hat als das Material 2. T s ist abgestimmt auf die gewünschte
Temperatur, die der Reaktor nie überschreiten darf, z. B. 800°C. Der Druck
in 3 und das Volumen 2 ist auf das Volumen 1 a abgestimmt, derart daß das
Gas 3 nach Schmelzen von 4 etwa mit Schallgeschwindigkeit in das Volumen 1 a
von etwa Atmosphärendruck expandiert und dort eine gewünschte Moderatorwir
kung bis in den unterkritischen Zustand erzeugt.
Anstelle oder außer der Schmelzwirkung von 4 kann ein aktives Öffnen von
4 bewirkt werden durch Schmelzen des Materials von 4 durch elektrischen
Durchschlag, intensiven Teilchen- oder Laserstrahlbeschuß oder durch geeig
nete Explosivstoffe, wobei die aktive Auslösung von außen in üblicher Weise
gesteuert wird. Die Verwendung eines üblichen Ventils ist wohl möglich, sollte
aber nur in besonderen Fällen verwendet werden, damit das selbsttätige Wirken
der Sicherung nicht von außen vermieden werden kann.
Für Reaktoren wird man eine Mehrfachsicherung an Moderatorhohlräumen anbringen,
um in Zukunft einen Reaktorunfall durch Überhitzen gänzlich auszuschließen.
Neue Reaktoren werden eine entsprechende Konstruktion der Sicherung mit der
Geometrie und Arbeitsweise des Reaktors erfahren, aber auch alle bestehenden
Reaktoren können durch einen nachträglichen Einbau der Sicherung durch Auf
setzen entsprechender Gefäße der Art 2 von Abb. 1 die genannte völlige
Absicherung gegen Überhitzungs-unfälle erfahren.
Für neue Reaktoren wird für die Geometrie des Moderatorraumes ein viel
allgemeineres Volumen als das eines bisher üblichen abgeschlossenen zy
lindrischen Raumes verwendet, z. B. eine Verzweigung von Hohlräumen um
Bereiche räumlich veränderter Aktivität, insbesondere für gepulste Reak
toren bei der Verwendung von kernreaktorgepumpten <OOMJ-Lasern von etwa
Mikrosekunde Pulsdauer.
Claims (7)
1. Verfahren und Vorrichtung
Sicherung gegen Überhitzen eines Kernreaktors auf der Basis der Spaltung
schwerer Atomkerne mit Moderatorgeometrie, gekennzeichnet dadurch, daß
anstelle der Moderatorstäbe ein Moderatorgas verwendet wird, das mit
Überdruck in die für Moderation vorgesehenen Hohlräume einströmt, wenn
eine Grenztemperatur, gekennzeichnet durch T s , des Reaktors überschritten
wird.
2. Vorrichtung und Anspruch 1, gekennzeichnet dadurch, daß das Moderator
gas in einem Behälter aufbewahrt wird, der hermetisch abgeschlossen mit
dem Moderatorhohlraum des Reaktors verbunden ist.
3. Vorrichtung nach Ansprüchen 1 bis 2, gekennzeichnet dadurch, daß die
Öffnung zwischen dem Behälter des Moderatorgases und dem Volumen der
Moderatorgeometrie im Reaktor mit einem Material abgedichtet ist, das
bei der Temperatur T s schmilzt.
4. Vorrichtung nach den Ansprüchen 1 bis 3, gekennzeichnet dadurch, daß
ein aktives Öffnen der Dichtung zwischen dem Moderatorgas und der Mode
ratorgeometrie des Reaktors durch chemische Explosion, elektrischen
Durchschlag, Teilchen- oder Laserstrahl oder ein konventionelles Ventil
oder Kombinationen davon bewirkt werden kann.
5. Vorrichtung nach den Ansprüchen 1 bis 4, gekennzeichnet dadurch,
daß die Moderatorgeometrie des Reaktors ein verzweigter Raum ist.
6. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 5, gekennzeichnet dadurch, daß
als Moderatorgas ein Neutronenabsorber verwendet wird.
7. Verfahren nach den Ansprüchen 1 und 6, gekennzeichnet dadurch, daß
als Moderatorgas Kohlenmonoxyd, Cyanin, oder Azethylen verwendet wird.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19873733790 DE3733790A1 (de) | 1987-10-06 | 1987-10-06 | Pneumatische sicherung gegen ueberhitzung von kernreaktoren |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19873733790 DE3733790A1 (de) | 1987-10-06 | 1987-10-06 | Pneumatische sicherung gegen ueberhitzung von kernreaktoren |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3733790A1 true DE3733790A1 (de) | 1989-04-20 |
Family
ID=6337736
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19873733790 Withdrawn DE3733790A1 (de) | 1987-10-06 | 1987-10-06 | Pneumatische sicherung gegen ueberhitzung von kernreaktoren |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE3733790A1 (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0419159A2 (de) * | 1989-09-19 | 1991-03-27 | General Electric Company | Passiver Fluter für die untere trockene Sammelkammer |
FR2709858A1 (fr) * | 1993-09-08 | 1995-03-17 | Toshiba Kk | CÓoeur de réacteur à neutrons rapides à assemblages étanchéifiés par gaz. |
EP0777237A1 (de) * | 1995-11-30 | 1997-06-04 | ENEL S.p.A. | Sicherheitseinrichtung für eine Industrieanlage mit hohem Risiko |
DE4327920C2 (de) * | 1993-08-23 | 2003-03-13 | Heinrich Hora | Kernspaltreaktor mit unterkritischer Auslegung |
-
1987
- 1987-10-06 DE DE19873733790 patent/DE3733790A1/de not_active Withdrawn
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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EP0419159A3 (en) * | 1989-09-19 | 1992-01-22 | General Electric Company | Passive lower drywell flooder |
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