DE4433032C1

DE4433032C1 - Kernreaktor mit Druckbehälter und Wasser als Kühlmittel und Moderator sowie Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors

Info

Publication number: DE4433032C1
Application number: DE4433032A
Authority: DE
Inventors: Helmut Dr Gerwin; Winfried Dr Scherer
Original assignee: Forschungszentrum Juelich GmbH
Current assignee: Forschungszentrum Juelich GmbH
Priority date: 1994-09-16
Filing date: 1994-09-16
Publication date: 1996-01-04
Anticipated expiration: 2014-09-17

Description

Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor mit in einem Druckbehälter befindlichen Reaktorcore mit in Wasser als Kühlmittel und Moderator befindlichen Brenn elementen, mit das Reaktorcore umgebendem, mit Wasser gefülltem Reflektorspalt und mit einer Einrichtung zum Einfüllen des Wassers in Reflektor und Core, z. B. be kannt aus "W. Oldekop, Druckwasserreaktoren für Kern kraftwerke, Thiemig Taschenbücher, Bd. 51, 2. Aufl. 1974" sowie aus "Dieter Smidt, Reaktortechnik, Bd. 2, G. Bram, Karlsruhe 1976". Ferner bezieht sich die Erfindung auf ein Verfahren zum Betreiben eines solchen Kernreaktors.

Derartige Kernreaktoren werden üblicherweise als Druck- und Siedewasserreaktoren im Batch-Betrieb gefahren, d. h. bei jeder Beladung wird eine überkritische Menge an nuklearem Brennstoff eingefüllt, die Überkritikali tät durch Neutronengifte kompensiert und diese während der Abbrennphase durch Abbrennen und/oder Entfernen re duziert, bis eine neue Beladung notwendig wird.

Abgesehen davon, daß ein solches Verfahren der Neutro nenökonomie nicht dienlich ist - die im Gift absorbier ten Neutronen könnten sonst zum Brüten und damit zur Erhöhung des Abbrandes und der besseren Ausnutzung des Brennstoffes benutzt werden - erwächst aus einer sol chen Überschußreaktivität ein zusätzliches Gefahren potential, zumindest unter dem Gesichtspunkt hypotheti scher Unfallszenarien.

Daß ein Reaktorbetrieb ohne wesentliche Überschußreak tivität möglich ist, zeigt außer den Reaktoren des CAN- DU-Typs der Kugelhaufen-HTR in den Betriebsweisen
MEDUL (Mehrfachdurchlauf),
OTTO (Once through then out),
Peu-a-PEU (kleines Erstcore in gro ßer Kaverne, die peu-a- peu mit fortschreitendem Abbrand aufgefüllt wird).

Eine direkte Übertragung des Prinzips von unter Last zugeführtem Brennstoff, z. B. als Brennelementkugeln auf gängige Wasserreaktoren, würde aufwendige Problemlösun gen erfordern, da z. B. zwischen Kugeln ein zu großes Wasservolumen zu einer Übermoderation führt und eine solche mit einem positiven Void-Koeffizienten zu kata strophalen Leistungsexkursionen führen kann.

Katastrophenfreie Kernenergie setzt den sicheren Ein schluß aller radioaktiven Stoffe, insbesondere der Spalt- und Brutstoffe, voraus, am besten im Brenn element selbst. Es ist beispielsweise aus DE 42 27 795 AI bekannt, zu diesem Zweck Brennstoffpartikel mit ei ner Schicht aus Zirkoncarbid zu umhüllen. Ein sicherer Einschluß kann nur bei hinreichend niedrigen Temperatu ren geschehen. Die Beherrschung der Nachwärme im Kühl mittelverluststörfall (LOCA = Loss of Coolant Accident) und die Vermeidung von Unfallsituationen, bei denen es zu großen Reaktivitätsfreisetzungen mit entsprechenden Leistungsexkursionen kommen kann, sind also notwendige Voraussetzungen für eine katastrophenfreie Kernenergie.

Beide Voraussetzungen kann der Kugelhaufen-HTR weitest gehend erfüllen:

1. Die kontinuierliche Beladung unter Last vermeidet weitgehend das Vorhandensein von Überschußreaktivi tät;
2. der dispergierte Brennstoff in den Coated Particles weist selbst bei den gegenüber üblichen Wasser reaktoren deutlich höheren Nutztemperaturen wesent lich niedrigere Betriebstemperaturen auf;
3. zumindest bei einer Bauweise ähnlich der des MODUL- HTR und bei hinreichend niedriger Leistungsdichte be grenzen die hohen, nicht entfernbaren Wärmekapazitä ten in den Brennelementen, im Reflektor, Kernbehäl ter und Druckbehälter sowie die Wärmestrahlung und -leitung zum Flächenkühler hin den Temperaturanstieg aus der Nachwärmeproduktion bei Kühlmittelverlust soweit, daß 1600°C, die Temperatur, bis zu der keine wesentliche Spaltproduktfreisetzung aus den Coated Particles stattfindet, nicht überschritten wird.

Es ist Aufgabe der Erfindung, einen wassergekühlten Reaktor der eingangs bezeichneten Art zu konzipieren, der zwar im Batchbetrieb gefahren wird, der aber trotz dem keine Überschußreaktivität durch freisetzbare Neutronengifte bindet und damit eine der genannten Vor aussetzungen für katastrophenfreie Kernenergie erfüllt. Der Reaktor soll ermöglichen, daß - ggf. in weiterer Ausgestaltung - auch die Nachzerfallswärme bei hinrei chend niedriger Brennelementtemperatur nur aufgrund physikalischer Gesetze passiv sicher abgeführt wird. Eine Fehlbedienung im Leistungsbetrieb soll nahezu aus geschlossen und der Reaktor gegenüber hypothetischen Störfällen weitestgehend unempfindlich sein.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst,

- daß das Verhältnis von Höhe zu Durchmesser des Reaktorcores einen Wert von 1,5 : 1 nicht un terschreitet,
- daß die Brennelemente blockförmig sind und Kühlkanäle aufweisen,
- daß die Brennelemente aus keramischem Material bestehen,
- daß der Brennstoff sich in Form von Coated Particles in den Brennelementen befindet,
- daß die Einrichtung zum Einfüllen des Wassers Ventile aufweist, die den Druck im System be schränken bzw. bei Druckanstieg Wasser ablas sen,
- daß eine Einrichtung vorgesehen ist, die zur Regelung der Reaktivität den Wasserstand im Reaktor-Druckbehälter variiert.

Dabei ist zweckmäßig, daß die Kernbrennstoff enthal tende Region (Corezone) von ihrer Umgebung durch einen Spalt bzw. eine Zone mit großem Lückenvolumenanteil getrennt ist, der bei Wasserfüllung die Funktion eines Reflektors (Reflektorspalt) übernimmt.

Außerdem sollte zwischen Reflektorspalt und Umgebung zumindest zum Behälter hin eine Schicht aus stark neu tronenabsorbierendem Material angeordnet sein.

Der erfindungsgemäße Kernreaktor ist somit gekennzeich net durch ein in vertikaler Richtung langgestrecktes Core, aufgebaut aus blockförmigen, keramischen Brenn elementen, durchsetzt von Kühlkanälen und ggf. anderen Kanälen (z. B. für Neutronenquelle, Instrumentierung u.ä.). Die Corezone ist umgeben von einem Reflektorspalt, in dem ein variabler Wasserstand die Kritikalitätsregelung übernimmt. Das Core ist ferner von einer keramischen und/oder metallischen Abschirmung mit starker Neutronenabsorption umgeben, ggf. zur besseren thermischen Isolation mit weiteren (engen) Spalten durchsetzt und nach außen hin begrenzt. Das Ganze ist im Druckbehälter untergebracht.

Der Druckbehälter ist ausgestattet

- mit den für die Erst- sowie für Wiederbeladungen notwendigen verschraubten Öffnungen,
- mit Durchführungen für eine Schutzgasbefüllung und für deren Abzug,
- mit Auslaßöffnung(en) für Dampf bzw. für die sekun därseitigen Leitungen von im Behälter integrierten Dampferzeugern/Wärmetauschern,
- mit einer Leitung für die Zu- und Abfuhr von Leicht- oder Schwerwasser in den Primärkreis, die mit Berst scheibe(n), Sicherheitsventil(en) und anderen Druck regelungsventilen, die bei Erreichen eines bestimm ten Druckes nach Art von Sicherheitsventilen eine beschränkte Wassermenge bzw. nach Art von Berst scheiben alles Wasser entfernen, versehen ist, so daß ein ggf. auftretender Überdruck über diese abge baut wird bzw. eine Entleerung oder Moderatorvermin derung eingeleitet werden kann.

Um sicherzustellen, daß ein auftretender Überdruck nur am unteren Behälterende abgebaut werden kann, sollte der Behälter in berstsicherer Weise (verspannt) ausge führt sein und alle Durchführungen nach Möglichkeit im unteren Behälterbereich liegen.

Die Auslegung des Reaktors sollte nach folgenden Krite rien erfolgen:

- Moderationsoptimum (höchster Neutronenmultiplikationsfaktor, höchster Eigenwert) bei voller Flutung des Behälters (insbesondere aller Hohlräume (Kühlkanäle) im Core und Reflektorspalt), dabei Eigenwert möglichst groß;
- Eigenwert kleiner, aber noch möglichst groß bei Dampffüllung der Kühlkanäle in den Brennelementen und bei Flutung des restlichen Behälters;
- Eigenwert unter 1 bei Füllung mit Sattdampf bei je der Temperatur;
- Eigenwert deutlich unter 1 im trockenen Zustand bzw. unter Schutzgasfüllung. Hierfür ist eine Einrichtung zum Einfüllen des Schutzgases in den oberen Bereich des Cores und zum Abziehen des Schutzgases vorgese hen.

Dann gibt es stets eine Füllhöhe, bei der Kritikalität erreicht wird.

Die Betriebsweise des Reaktors ist wie folgt gekenn zeichnet:

- Die Wassermenge im Primärkreis wird auf die notwen dige Menge beschränkt und kann nur durch aktive Maß nahmen erhöht werden;
- Aufbau und Auslegung ermöglichen einen Batchbetrieb, bei dem eine Überschußreaktivität dadurch vermieden wird, daß eine Füllung mit Moderator nur bis zur Kritikalität erfolgt und Kritikalität nicht durch entfernbare Neutronengifte gebunden werden muß;
- der Betriebsdruck (= Partialdrücke des Schutzgases + des Dampfes) ist immer nahe am Ansprechdruck der Druckregelungsventile zu halten;
- eine Erhöhung des Eigenwertes bei Lastwechsel oder bei Störfällen führt zu Temperatur- und damit zu einem Druckanstieg in der Gasphase und wird durch Druckregelungsventile bzw. bei deren Versagen durch Sicherheitsventile bzw. Berstscheiben automatisch ausgeglichen;
- ein Absinken des Eigenwertes unter 1 bei Lastwech selvorgängen oder durch zunehmenden Abbrand ist durch eine Erhöhung der Wassermenge im Primärkreis aktiv auszugleichen;
- mit fortschreitendem Abbrand und zum Reaktivitäts ausgleich steigender Moderatorfüllhöhe wandert die aktive Corezone nach oben, wobei die unteren abge brannten Bereiche einen abnehmenden Anteil an der Wärmeproduktion leisten, der durch eine Abhängigkeit des Spaltstoffs von der Höhe beeinflußt werden kann.

Die angestrebte Standzeit zwischen den Wiederbela dungen bestimmt das Verhältnis von kritischer Füll höhe im Erstcore zur Gesamthöhe der Anordnung und die axiale Brennstoffverteilung.

Um den Bedingungen einer katastrophenfreien Betriebs weise zu genügen, ist der Reaktorbehälter in einer Be tonzelle mit einem Flächenkühler unterzubringen.

Ferner sind hinreichend kurze Leitungswege (Coredimensionen) für die Wärmeabfuhr durch Strahlung und Leitung der Flächenkühler bzw. bei dessen Ausfall zum umgebenden Beton der Reaktorzelle vorzusehen. Zur Vermeidung des LOCA-Temperaturpeaks im Corezentrum ist eine weitere Verkleinerung der Leitungswege und Ein bringen zusätzlicher Wärmekapazität durch Stützelemente im Zentrum mit Häufung der Brennelemente an der Core peripherie (Corezone) zweckmäßig. Dies kann durch ein Ringcore, unter dem Aspekt einer Dampfüberhitzung auch durch ein doppeltes Ringcore mit Zwischenreflektor er reicht werden.

Zur nuklearen Abgrenzung der Corezone von den inneren Stützelementen (Mittelsäule) ist eine Zone mit hohem Lückenanteil bzw. großen Kühlkanälen als ein innerer Reflektor vorzusehen.

Außerdem ist eine hinreichend niedrige maximale Lei stungsdichte zu wählen, deren Nachwärme im Inneren ge speichert und zum Flächenkühler, bzw. bei dessen Versa gen zum umgebenden Beton durch Leitung und Strahlung transportiert werden kann, ohne daß 1600°C in den Coated Particles überschritten werden.

Die angestrebte Leistung (Voll-Last) ist einmal durch den Wärmeübergang ans Kühlmittel und die maximale Brennstofftemperatur im Betrieb und zum anderen, im Hinblick auf Katastrophenfreiheit im wesentlichen, durch die Möglichkeiten der Nachwärmespeicherung und -abfuhr bei LOCA begrenzt.

Um sicherzustellen, daß der Reaktor nicht mit überhöh ter Leistung betrieben wird, sollte die Leistungsabgabe begrenzt werden, z. B. durch eine Beschränkung der Spei sewasserpumpenleistung.

In weiterer Ausgestaltung des Reaktors gemäß der Erfin dung kann die Steuerung des Reaktors wesentlich verein facht werden durch die Verwendung eines Druckaus gleichsbehälters mit einer kleinen zusätzlichen Wasser menge unter einem Schutzgaspolster (in den Behälter eingebaut oder über die Wasserzufuhrleitung mit ihm verbunden). Hierzu ist ein Steigrohr vorzusehen, das als mit dem Reaktorcore kommunizierendes Rohr ausgebil det ist und das mit dem Druckausgleichsbehälter in Ver bindung steht. Mit dem Druckbehälter können kleine Reaktivitätsschwankungen automatisch, ohne aktiven Ein griff ausgeglichen werden. Es ist jedoch zu beachten, daß hiermit eine Reaktivitätsreserve eingebracht wird, die in Störfallsituationen spontan freigesetzt werden könnte; sie sollte aus diesem Grunde klein gehalten werden.

Der Reaktor ist in der Lage, überhitzten Dampf zu er zeugen, denn im Leistungsbetrieb wird dem Wasser in den Brennelementkühlkanälen mehr Energie zugeführt als im Reflektorspalt. Bei Drosselung der Wasserzufuhr zu die sen Kanälen wird die Wasseroberfläche in ihnen niedri ger liegen und in einem Teil der aktiven Zone der unten entstandene Dampf überhitzt. Zur Vermeidung von Unter moderation durch fehlenden Moderator in einer breiteren Corezone kann diese durch zusätzliche innere Reflektor spalte aufgelockert sein. Um den überhitzten Dampf vom Druckbehälter fernzuhalten, ist es sinnvoll, den äuße ren Teil der Abschirmung als Kernbehälter, d. h. als oben gasdicht geschlossene, unten offene metallische Umhüllung, ggf. mit zusätzlicher Außen- und/oder In nenisolierung, auszubilden. Der Kernbehälter befindet sich innerhalb des Reaktordruckbehälters und ist von diesem durch einen Spalt getrennt. Dieser Spalt zwi schen diesem Kernbehälter und dem Druckbehälter eignet sich als Druckausgleichsbehälter, wenn in ihm eine Schutzgasfüllung den Wasserstand auf der gewünschten Höhe hält.

Die Schutzgasfüllung im Spalt sorgt außerdem für eine niedrigere Wärmeübertragung an den Druckbehälter als bei Wasserfüllung und schützt ihn thermisch besser.

Die selbsttätigen Regelungseigenschaften des erfindungs gemäßen Reaktors wirken über die Gasphase oberhalb der aktiven Zone. Es ist deshalb sinnvoll, sowohl die Wär meproduktion als auch deren Abnahme über diese Gasphase laufen zu lassen, um diese Kopplung intensiv zu gestal ten. Dazu eignet sich der Typ des Siedewasserreaktors am besten.

Bezüglich der Bauart kann der Reaktor auf zwei Weisen realisiert werden:

1. Primärkreis mit externer (außerhalb des Druckbehäl ters liegender) Wärmesenke und kontinuierlicher Frischwasserrückführung durch eine Speisewasserpumpe (Zwangsumlauf) (entsprechend Fig. 1) z. B. als
- Einkreisanlage oder mit
- externem Dampferzeuger/Wärmetauscher.
2. Primärkreis mit gravitationsgetriebener Zirkulation zwischen Wärmequelle (aktiver Teil des Cores) und -senke (Dampferzeuger/Wärmetauscher) (entsprechend Fig. 2). In diesem Falle ist im oberen Bereich des Behälterinneren ein Wärmetauscher vorgesehen.

Die erste Bauart liegt näher am konventionellen Siede wasserbetrieb. Sie hat den Vorteil, daß ein hoher Wir kungsgrad erzielt werden kann.

Bei der zweiten Bauart ist die notwendige und zulässige Moderatormenge im Druckbehälter eingeschlossen. Nur zu deren Veränderung müssen Druckregelungsventile anspre chen bzw. eine aktive Einspeisung vorgenommen werden.

Diese Bauart bietet vor allem Vorteile, wenn eine Dampfüberhitzung im Primärkreis vorgenommen werden soll: Durch Führungsbleche kann ein Durchmischen des Heißdampfes aus dem Core mit dem weniger überhitzten bzw. Satt-Dampf aus den Reflektorspalten vermieden und auch sekundärseitig eine hohe Dampfqualität erreicht werden.

Alle Abschalteinrichtungen des Reaktors können auf der Entfernung von Moderator aus dem Core und insbesondere aus den Reflektorspalten basieren. Dazu gibt es ggf. voneinander unabhängige Einrichtungen, die sich der
Druckregelungsventile,
Sicherheitsventile bzw. Berstscheiben beim Versagen der ersteren,
Ablaßventile,
aktiver Absaugvorrichtungen oder
Verdrängung durch (neutronenabsorbierende) Gase
bedienen.

Zusätzliche Regelstäbe würden wegen langer Fahrwege und insbesondere durch die für sie erforderlichen Behälter durchführungen nicht unbedingt zusätzliche Sicherheit bringen. Sinnvoller scheint - im Gefahrenfall - ein Einspeisen von vergiftetem, boriertem Wasser, das von oben her zu geschehen hat und durch seine Druckerhöhung den Moderator über nach dem Ansprechen nicht mehr schließende Regelventile bzw. über Berstscheiben ver drängt. Ein solches Notabschaltsystem kann ohne Ener gieanforderungen funktionieren, wenn eine hinreichende Menge solchen Wassers unter einem hinreichenden Gas druckkissen bereitgestellt wird.

Ohne Wasserfüllung ist der erfindungsgemäße Reaktor eine unterkritische Anlage. Auch bei Füllung mit durch die Nachwärme überhitztem Dampf nach einem Wasserver lust und selbst bei Sattdampffüllung ist Unterkritika lität gewährleistet.

Der Reaktor ist so auszulegen, daß er jederzeit in den Zustand der Unterkritikalität überführt werden kann bzw. sich selbsttätig überführt, wenn es notwendig wird, und daß er auch in diesem Zustand mit der Nach wärmeproduktion fertig wird.

Das Anfahren des Reaktors bedarf besonderer Maßnahmen. Es geht um den Übergang aus dem unterkritischen Aus gangszustand, der drucklos ist, oder aus einem Zustand, dessen Druck wegen fehlender Leistung und Verdampfung unter dem Betriebsdruck liegt, zu einem Zustand mit kritischer Wasserfüllung.

Bei der Inbetriebnahme und beim Anfahren nach einer Ab schaltung ist zur Vermeidung einer Überkritikalität eine Neutronenquelle notwendig. Damit diese voll wirk sam ist, muß sie in der Nähe des Flußmaximums sein. Bei wechselndem Abbrand und damit notwendiger wechselnder Füllhöhe muß die Quelle deshalb in der Höhe verstellbar sein. Dies kann z. B. dadurch sichergestellt werden, daß die Neutronenquelle in einem Schwimmkörper unterge bracht wird, der sie immer in der Nähe der aktiven Zone hält.

Vor dem Einfüllen des Wassers ist der Behälter mit ei nem Schutzgas auf den Auslösedruck der Druckregelungs ventile zu füllen. Auf diese Weise wird außerdem er reicht, daß der Isolierspalt zwischen Kern- und Druckbehälter gasgefüllt bleibt und den Druckbehälter später thermisch schützt.

Ein Wassereinfüllen ist dann nur bei gleichzeitigem Entfernen von Schutzgas möglich. Das Einfüllen könnte also in der Weise geschehen, daß die Speisewasserpumpe bei ansprechenden Druckregelungsventilen läuft und die Füllhöhe durch vorsichtige Gasentnahme erhöht wird.

Das Einfüllen hat mit hinreichend häufigen Messungen der Unterkritikalität zu erfolgen, damit eine Überkri tikalität durch einen zu hohen Wasserstand sicher ver mieden wird.

Sollte beim Anfahren die kritische Wasserfüllung trotz dem überfahren werden, so könnte der dann gebildete Dampf einen weiteren positiven Reaktivitätsbeitrag lie fern. Dies wird durch den Druck der Gasfüllung gemil dert: eine Druckerhöhung durch siedendes Wasser führt dann wie im Normalbetrieb zu einem sofortigen Anspre chen der Druckregelungsventile und senkt den Wasser spiegel automatisch wieder ab.

Das restliche Schutzgas ist nach dem Erreichen der Kritikalität abzuziehen. Bei einem Primärkreis mit Zwangsumlauf ist dazu mit nuklearer Leistung Dampf zu erzeugen, das Dampf-Gasgemisch abzulassen und Frischwasser nachzupumpen, bis das Schutzgas einen tolerierbaren Partialdruck unterschreitet.

Bei gravitationsgetriebenem Primärkreis ist am unteren Ende des Dampferzeugers/Wärmetauschers nach der Konden sation des Dampfes der Partialdruck des Schutzgases am größten, es kann hier abgezogen werden.

Erfindungsgemäß wird der Kernreaktor derart betrieben, daß die Kritikalität über die Füllhöhe der als Modera tor und Kühlmittel dienenden Flüssigkeit (H₂O, D₂O) ge regelt wird, indem deren Dampfdruckzunahme bei Lei stungserhöhung als naturgesetzlich wirkender Regel- und Abschaltmechanismus genutzt wird.

Im Normalbetrieb wird die Leistungshöhe bei Kritikali tät durch die abgeführte Wärmemenge bestimmt. Eine Steigerung der Wärmeabnahme senkt den Druck durch Dampfentnahme oder Kondensation. Dies wird durch den hierfür vorgesehenen Druckausgleichsbehälter (oder ak tiv) durch Wasserzufuhr korrigiert. Ein Ansteigen des Wasserspiegels bewirkt eine positive Reaktivitätszu fuhr, führt zu einer Leistungserhöhung und diese zu einer Erhöhung der Verdampfungsrate mit einem Reaktivi tätsausgleich durch ein Zurückdrängen der Füllhöhe.

Eine Verringerung der Wärmeabnahme führt immer zu einem selbsttätigen Regelablauf. Soweit die Druckerhöhung nicht vom Ausgleichsbehälter aufgefangen werden kann, wird sie durch die Druckregelungsventile abgebaut.

Diese in gewissen Grenzen selbsttätige Regelung funk tioniert, solange der Reaktor kritisch bleibt. Nach einem Lastwechsel verändert sich jedoch die Konzentra tion von ¹³⁵Xe. Dadurch bedingte Reaktivitätsänderungen sind durch Wasserstandsänderungen auszugleichen und liefern eine Beschränkung für die automatisch regelba ren Teillastmargen. Mit aktiv durchgeführten Korrektu ren der Füllhöhe und hinreichendem Abstand des Wasser standes vom oberen Coreende (dem Erreichen des Zielab brandes) ist jeder Lastwechsel möglich.

Die Leistung wird überwiegend im wassergefüllten Be reich produziert. Ein kleiner, durch die Annäherung des effektiven Multiplikationsfaktors k_eff an 1 unter Dampffüllung festlegbarer Anteil wird noch oberhalb des Wasserspiegels produziert und kann zur (zusätzlichen) Verbesserung der Dampfqualität be nutzt werden. Im oberen Teil der Anlage werden die Neu tronen wegen der unzureichenden Reflexion durch den Dampf überwiegend an die absorbierenden Abschirmschich ten verloren, und die Spaltleistung wird vernachlässig bar.

Bei fortschreitendem Abbrand sinkt die Zahl der Spal tungen wegen parasitärer Absorption, bei festem Wasser stand sinkt deshalb k_eff, und zum Ausgleich muß der Wasserstand steigen. Im Laufe der Standzeit wandert so eine aktive Zone von unten nach oben. Wenn sie oben an gekommen ist, kann der Reaktor noch mit abnehmender Leistung (geringere Verdünnung des Wassers durch Dampf blasen) und geringerer Dampfqualität wiederbetrieben werden, bevor eine Abschaltung und Neubeladung erfolgen muß.

Störfallmöglichkeiten sind in erster Linie Druckerhö hungen und Leckagen.

Druckerhöhungen sind durch hinreichend redundante Druckregelungs-, Sicherheitsventile und/oder Berst scheiben auszuschließen.

Kleine Druckschwankungen werden durch die Pufferwirkung des Druckausgleichsbehälters bzw. des gasgefüllten Spaltes zwischen Kernbehälter und Druckbehälter ausge glichen. Eine Erhöhung des Wasserspiegels in diesem Spalt ist wegen der Neutronenabsorption im thermischen Schild nicht reaktivitätswirksam.

Darüber hinausgehende Druckabsenkungen können nur bei Unterkritikalität auftreten.

Anlaß zu Veränderungen der Füllhöhe können außer Bedie nungsfehlern insbesondere Leckagen sein. Leckagen im unteren Behälterteil führen zu Wasserverlust, senken die Füllhöhe und führen zu selbsttätiger, nuklearer Ab schaltung. Das gleiche gilt für Leckagen an den übrigen Druckbehälterwänden, wenn der Spalt zwischen dem Kern behälter und dem Druckbehälter in der beschriebenen Weise als Druckausgleichspuffer benutzt wird: Das zunächst abgeblasene Schutzgaspolster läßt das Wasser in den Spalt steigen und im Core absinken. Wenn die Leckage entdeckt und der Reaktivitätsverlust nicht durch eine aktive Bespeisung ausgeglichen wird, schal tet der Reaktor sich selbsttätig nuklear aus.

Problematischer ist ein Leck in der Heißdampfleitung bei einem Primärkreis mit Zwangsumlauf. Der Druckver lust kann bei laufender Bespeisung die Wasserfüllung erhöhen. Bei dieser Bauweise sollte die Speisewasser pumpe mechanisch mit der Turbine gekoppelt sein, um bei abfallender Turbinenleistung auch die Bespeisung zu mindern.

Leckagen können auch an den Dampferzeugern/Wärme tauschern zwischen Primär- und Sekundärkreis auftreten. Ist der Sekundärdruck größer als der Primärdruck, so ist durch das eindringende Wasser zwar eine positive Reaktivitätsrampe zu erwarten. Die Druckerhöhung wird diese aber durch ein Öffnen von Druckregelungsventilen bzw. von Berstscheiben beenden. Bei umgekehrten Druckverhältnissen sinkt die Reaktivität durch Ausdampfen des Primärkreises. Entdeckt werden sollte diese Leckage spätestens anhand der absinkenden Reakti vität.

Schwer diagnostizierbar ist eine solche Leckage bei an nähernd gleichen Drücken in den beiden Kühlkreisen. Eine Auslegung, bei der dies zutrifft, sollte vermieden werden, denn beim Auftreten einer anderen Störung bildet das Vorhandensein einer solchen Leckage eine andauernde Reaktivitätsreserve.

Bei Wärmetauschern ohne Verdampfung (Heizreaktor) kann der Sekundärkreis boriert sein.

Andere als durch die Höhe des Wasserspiegels bedingte Reaktivitätsstörfälle sind kaum vorstellbar. Selbst ein Herunterfallen von Brennelementen bei Erdbeben könnte durch Auffangvorrichtungen bzw. Abstützungen im Reflek torspalt verhindert bzw. in seiner Reaktivitätszufuhr beschränkt werden. Selbst eine solche würde über einen Druckaufbau das moderierende Wasser durch Druckrege lungs-, Sicherheitsventile und/oder Berstscheiben ent fernen und damit die Leitungsexkursion beschränken und beenden.

Eine ernsthafte Gefährdung kann lediglich erwachsen,, wenn der Reaktor über einen längeren Zeitraum hinweg auf zu hohem Leistungsniveau betrieben wird und bei einer nachfolgenden (Not-)Abschaltung die Nachwärmeproduktion die Wärmeabfuhrmöglichkeiten übersteigt und zu einer Überhitzung der Coated Particles führt. Auch diese Situation kann konstruktiv vermieden werden, indem die Speisewasserpumpe des Primär- bzw. Sekundärkreises in ihrer Fördermenge beschränkt wird.

In der Zeichnung sind Ausführungsbeispiele des Reaktors gemäß der Erfindung schematisch wiedergegeben und wer den im folgenden näher erläutert.

Es zeigen:

Fig. 1 einen Reaktor mit Zwangsumlauf des Pri märkreises (Einkreisanlage oder außer liegender Wärmetauscher/Dampferzeuger);

Fig. 2 einen Reaktor mit gravitationsgetrie benem Primärkreis (Mehrkreisanlage).

Fig. 1 zeigt den Reaktor mit dem folgenden vertikalen zylindrischen Aufbau:

1 Ein zentrales Rohr mit einer Abmessung, die zum Abtransport des erzeugten (überhitzten) Dampfes ausreicht, aus hochwarmfester, nickel freier Legierung, das außerdem zur mechani schen Stabilisierung des Cores dient.
2a Eine Schicht zur thermischen Isolierung, zur nuklearen Abschirmung des Zentralrohrs und zum Bereitstellen von Wärmekapazität aus kerami schen, wasserresistenten Stützelementen mit wenigen vertikalen Kühlkanälen. In einem zu sätzlichen Kanal ist eine Neutronenquelle für die Inbetriebnahme in der Höhe verfahrbar (z. B. als Schwimmkörper) unterzubringen. 1 und 2a bilden die Mittelsäule eines Ringcores.
3 Eine Schicht aus keramischen, wasserresisten ten Stützelementen mit sehr hohem Anteil an großen Kühlkanälen (innerer Reflektor).
4 Eine (dünne) Schicht aus keramischen, wasser resistenten Brennelementen, die den Brennstoff in Form von Coated Particles enthalten. Auf diese Weise wird erreicht, daß Spaltprodukte sicher eingeschlossen bleiben, solange sie nicht über 1600°C erhitzt werden.

Diese Corezone enthält außer dem Brennstoff vertikale Kühlkanäle.

Die Corezone ist von einer Leerzone (die ggf. Abstützungen der Corezone zur nächsten Schicht enthält) umgeben, ihre Abmessung ist so zu wählen, daß sie nach Füllung mit Wasser als Reflektor für Neutronen ausreicht und das Core von der folgenden

6 keramischen Abschirmschicht, die starke Neu tronenabsorber enthält, hinreichend entkop pelt. Diese Abschirmschicht ist mit Kühlkanä len durchsetzt. Sie bildet zusammen mit der umgebenden
7 Kernbehälterseitenwand den thermischen Schild; sie dienen der nuklearen und thermischen Ab schirmung.
8 Nach einem weiteren isolierenden Spalt folgt die
9 Seitenwand des berstsicheren Druckbehälters.
Der Behälter steht in einer
10 Reaktorzelle, an deren äußerem Rand
11 ein Flächenkühler
12 die umgebenden Betonwände vor Aufheizung schützt.
Oben münden die Zonen 1 bis 6 in einen
13a oberen Hohlraum, der sie verbindet. Dieser wird begrenzt durch den
14 oben dicht schließenden Deckel des Kernbehäl ters, ggf. mit zusätzlicher Außen- und/oder Innenisolierung, und dieser ist wieder
15 durch einen Spalt vom
16 Deckel des Druckbehälters isoliert.

Unten führt das Zentralrohr 1 zur Dampfturbine oder zum Wärmetauscher. Diese Leitung ist ebenso wie der Druck behälter berstsicher auszuführen.

Die Corezone 4 steht auf einem

17 brennstofffreien, keramischen Sockel (mit Kühlkanälen), dieser zusammen mit den Zonen 2, 3, 6 und dem unten offenen Kernbehälter auf
18 einem Tragegerüst mit Öffnungen über einem
19 unteren Hohlraum, der die Zonen 2 bis 6 und 8 verbindet. In diesen mündet durch den
20 Druckbehälterboden
21a eine Durchführung für Wasser an der zwischen der Speisewasserpumpe und dem Behälter Druck regelungs-, Sicherheits-, andere Regelventile und Berstscheiben für einen sicheren Abbau von Überdruck über diese Durchführung sorgen.
22 Eine weitere Behälterdurchführung zur Befül lung des Druckbehälters mit einem Schutzgas ist in der Weise vorzusehen, daß mit ihr unab hängig vom Wasserstand der isolierende Spalt 8 und ggf. auch der Rest des Behälters mit Gas gefüllt bzw. bis zu einer gewissen Höhe Gas aus dem Spalt entnommen werden kann.

Die Reaktorzelle ist so konstruiert, daß für eine Be- und Entladung Druckbehälter und Kernbehälter geöffnet (in Fig. 1 weggelassen) oder nach oben hin gezogen werden können oder daß alternativ der innere Teil (Zonen 1 bis 4) zusammen mit dem Druckbehälterboden ab senkbar sind.

Problematisch bei einer solchen Anlage mit kontinuier licher Bespeisung des Primärkreises ist die Tatsache, daß ein großer Teil des Primärkreiswassers außerhalb des Druckbehälters ist und die Gefahr besteht, daß beim Hereinpumpen die Füllhöhe verändert wird, insbesondere falls der Gasdruck durch Leckagen in den außenliegenden Dampfleitungen sinkt.

Ohne Leckagen ist dies z. B. dadurch zu vermeiden, daß eine überhöhte Fördermenge wegen des dadurch ansteigen den Druckes zu einem Ansprechen der entsprechend ausge legten Druckregelungsventile führt.

Für die Beherrschung größerer Leckagen ist es notwen dig, die außerhalb des Druckbehälters befindliche Pri märwassermenge klein zu halten und die Speisepumpenlei stung durch eine mechanische Kopplung an die Turbinen leistung beim Absinken des Dampfdrucks zu drosseln.

Fig. 2 zeigt den Reaktor mit dem folgenden, vertikal zylindrischen Aufbau:

2b eine Mittelsäule zum Bereitstellen von Wärme kapazität und mit mechanischen, wasserresi stenten Stützelementen mit wenigen vertikalen Kühlkanälen, durch die das Kondensat des Wär metauschers/Dampferzeugers reaktivitätsunwirk sam nach unten geleitet wird und in dem In strumentierung untergebracht werden kann.
In einem zusätzlichen Kanal ist eine Neutro nenquelle für die Inbetriebnahme in der Höhe verfahrbar (z. B. als Schwimmkörper) unterzu bringen.
3 Eine Schicht aus keramischen, wasserresisten ten Stützelementen mit sehr hohem Anteil an großen Kühlkanälen (innerer Reflektor);
4 eine (dünne) Schicht aus keramischen, wasser resistenten Brennelementen, die den Brennstoff in Form von Coated Particles enthalten. Auf diese Weise wird erreicht, daß Spaltprodukte sicher eingeschlossen bleiben, solange sie nicht über 1600°C erhitzt werden. Diese Core zone enthält außer dem Brennstoff vertikale Kühlkanäle.
Die Corezone ist von einer
5 Leerzone (die ggf. Abstützungen der Corezone zur nächsten Schicht enthält) umgeben; ihre Abmessung ist so zu wählen, daß sie nach Fül lung mit Wasser als Reflektor für Neutronen ausreicht und das Core von der folgenden
6 keramischen Abschirmschicht, die starke Neu tronenabsorber enthält, hinreichend entkop pelt. Diese Abschirmschicht ist mit Kühlkanä len durchsetzt. Sie bildet zusammen mit der umgebenden
7 Kernbehälterseitenwand den thermischen Schild, sie dienen der nuklearen und thermischen Ab schirmung.
8 Nach einem weiteren isolierenden Spalt folgt die
9 Seitenwand des berstsicheren Druckbehälters.
Der Behälter steht in einer
10 Reaktorzelle, an deren äußerem Rand
11 ein Flächenkühler
12 die umgebenden Betonwände vor Aufheizung schützt.
Über den Zonen 1 bis 6 befindet sich ein
13b großer oberer Hohlraum, in dem Wärmetau scher/Dampferzeuger des Sekundärkreises unter gebracht und durch Leitbleche von den auf stei genden Dampf-Strähnen abgetrennt sind und in denen der Dampf bis zur Kondensation abgekühlt wird. Das Kondensat wird mit Leitblechen in Kanäle der Mittelsäule und/oder der Abschir mung geleitet, wo sein Reaktivitätseinfluß vernachlässigbar ist.
Bei Dampfüberhitzung im Core wird auch die heiße Strähne aus diesem durch Leitbleche an einer höherliegenden Stelle in den Dampferzeu ger geführt.
Der Hohlraum ist nach oben hin begrenzt durch den
14 oben dicht schließenden Deckel des Kernbehäl ters, ggf. mit zusätzlicher Außen- und/oder Innenisolierung; dieser ist wieder
15 durch einen Spalt vom
16 Deckel des Druckbehälters isoliert.
Unten steht die Corezone 4 auf einem
17 brennstofffreien, keramischen Sockel (bei Dampfüberhitzung mit verengten Kühlkanälen), dieser zusammen mit den Zonen 2, 3, 6 und dem unten offenen Kernbehälter auf
18 einem Tragegerüst mit Öffnungen über einem
19 unteren Hohlraum, der die Zonen 2 bis 6 und 8 verbindet. In diesen mündet durch den
20 Druckbehälterboden
21b eine Durchführung für die Erstbespeisung und das Nachfüllen von Wasser zur Korrektur der Füllhöhe an der zwischen der Pumpe und dem Be hälter Druckregelungs-, Sicherheits-, andere Regelventile und Berstscheiben für einen si cheren Abbau von Überdruck über diese Durch führung sorgen.
22 Eine weitere Behälterdurchführung zur Befül lung des Druckausgleichsbehälters mit einem Schutzgas ist in der Weise vorzusehen, daß mit ihr unabhängig vom Wasserstand der isolierende Spalt 8 mit Gas gefüllt bzw. bis zu einer ge wissen Höhe Gas entnommen werden kann.
23 Behälterdurchführung mit einer Rohrleitung zu den unteren Dampferzeugerrändern (wo die Kon densation stattfindet) zur Befüllung des Druckbehälters mit einem Schutzgas und zu des sen Entnahme.
24 Sekundärseitige Rohrleitungen zum Dampferzeu ger/Wärmetauscher.

Die Reaktorzelle ist so zu konstruieren, daß für eine Be- und Entladung Druckbehälter und Kernbehälter geöff net (in Fig. 2 weggelassen) oder nach oben hin gezogen werden können oder daß alternativ der innere Teil (Zonen 2 bis 4) zusammen mit dem Druckbehälterboden ab senkbar sind.

Die Kondensation des Dampfes im Wärmetauscher führt zu einem starken Auftrieb für den entstehenden Primärdampf und damit für den Abtransport der bei der Kühlung des Cores und der durch Neutronenmoderation, Neutronenab sorption und Gamma-Heating erzeugten Wärme.

Insbesondere bei einer Überhitzung des Dampfes im Core, wie sie durch eine Drosselung der Kühlwasserzufuhr in den verengten Kühlkanälen der Zone 17 erreicht werden kann, ist es möglich, den Reaktor mit niedrigem Druck zu betreiben und trotzdem hohe Temperaturen zu erzie len.

So könnte z. B. bei einer Nutzung als Heizreaktor mit einer sekundärseitigen Speisewassertemperatur von 30°C selbst bei einem Betriebsdruck von 10⁵ Pa gearbeitet werden. Für den Dampftransport steht dann eine Druck differenz von 0,95 10⁵ Pa (bei 60°C Speisewassertemperatur immer noch 0,8 10⁵ Pa) zur Verfügung, mit der große Dampf mengen und große Wärmemengen transportiert werden kön nen.

Eine solche drucklose Anlage erlaubt wesentliche Ver einfachungen bei der Behälterkonstruktion und vor allem bei den sicherheitsrelevanten Druckhalteeinrichtungen. Sie reduzieren sich zu Überlaufeinrichtungen.

Claims

1. Kernreaktor mit in einem Druckbehälter befindli chen Reaktorcore mit in Wasser als Kühlmittel und Moderator befindlichen Brennelementen, mit das Reaktorcore umgebendem, mit Wasser gefülltem Re flektorspalt und mit einer Einrichtung zum Ein füllen des Wassers in Reflektor und Core, dadurch gekennzeichnet,

- daß das Verhältnis von Höhe zu Durchmesser des Reaktorcores (4) einen Wert von 1,5 : 1 nicht unterschreitet,
- daß die Brennelemente blockförmig sind und Kühlkanäle aufweisen,
- daß die Brennelemente aus keramischem Material bestehen,
- daß der Brennstoff sich in Form von Coated Particles in den Brennelementen befindet,
- daß die Einrichtung zum Einfüllen des Was sers (21a, 21b) Ventile aufweist, die den Druck im System beschränken bzw. bei Druckan stieg Wasser ablassen,
- daß eine Einrichtung vorgesehen ist, die zur Regelung der Reaktivität den Wasserstand im Reaktor-Druckbehälter variiert.

2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kernbrennstoff enthaltende Region (Corezone (4)) von ihrer Umgebung durch einen Spalt bzw. eine Zone mit großem Lückenvolumenan teil getrennt ist, der bei Wasserfüllung die Funktion eines Reflektors (Reflektorspalt (3, 5)) übernimmt.

3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen Reflektorspalt (3, 5) und Umgebung zumindest zum Behälter hin eine Schicht aus stark neutronenabsorbierendem Material (6) angeordnet ist.

4. Kernreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß eine Einrichtung zum Einfüllen von Schutz gas (22, 23) in den oberen Bereich des Cores so wie zum Abziehen des Schutzgases vorgesehen ist.

5. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Reaktorcore als Ringcore (4) ausgebildet ist.

6. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das Reaktorcore als doppeltes Ringcore mit Zwischenreflektor ausgebildet ist.

7. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß ein Steigrohr vorgesehen ist, das als mit dem Reaktorcore kommunizierendes Rohr ausgebildet ist und mit einem Druckausgleichsbehälter in Verbin dung steht.

8. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß ein innerhalb des Reaktordruckbehälters (9, 16, 20) befindlicher, von diesem durch einen Spalt (8, 15) getrennter Kernbehälter (7, 14) vorgesehen ist.

9. Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß der Spalt (8, 15) zwischen Reaktordruckbehäl ter (9, 16, 20) und Kernbehälter (7, 14) als Druckausgleichsbehälter eingesetzt wird.

10. Kernreaktor nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß im oberen Bereich des Behälterinneren oder Kernbehälterinneren (13b) oberhalb des Reaktor cores ein Wärmetauscher vorgesehen ist.

11. Verfahren zum Betreiben eines Kernreaktors nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Kritikalität über die Füllhöhe der als Moderator und Kühlmittel dienenden Flüssigkeit (H₂O, D₂O) geregelt wird, indem deren Dampfdruck zunahme bei Leistungserhöhung als naturgesetzlich wirkender Regel- und Abschaltmechanismus genutzt wird.