WO1996020486A1 - Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns - Google Patents

Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns Download PDF

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WO1996020486A1
WO1996020486A1 PCT/DE1995/001352 DE9501352W WO9620486A1 WO 1996020486 A1 WO1996020486 A1 WO 1996020486A1 DE 9501352 W DE9501352 W DE 9501352W WO 9620486 A1 WO9620486 A1 WO 9620486A1
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reactor
flood
pressure vessel
core
reactor pressure
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PCT/DE1995/001352
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Inventor
Günter Zeitzschel
Carlos Palavecino
Volker Pflug
Klaus Schmidtmann
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Siemens Aktiengesellschaft
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    • 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
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • G21C9/02—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
    • G21C9/022—Reactor fuses
    • 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

Definitions

  • the invention relates to an emergency cooling device for a nuclear reactor system with a safety container in which a reactor pressure vessel is arranged, which comprises a reactor core.
  • the invention further relates to a method for emergency cooling of a reactor core of a nuclear reactor plant.
  • Nuclear reactor plants for the generation of electrical energy from thermal energy generated during the fission have a multitude of redundant and diverse safety systems for safe operation and the control of operational disturbances.
  • One of these safety systems is an emergency and aftercooling system, with which thermal energy which arises when the nuclear reactor system is switched off is removed, and in the event of a malfunction, in particular in the event of a malfunction with loss of coolant, cooling of the
  • the boiling water reactor contains a reactor pressure vessel, which comprises the reactor core, and an emergency cooling water reservoir, in particular a condensation chamber, arranged geodetically below the reactor pressure vessel. From this emergency cooling water reservoir, emergency cooling water is fed into the reactor pressure vessel and / or directly into the reactor core via high-pressure pumps and / or low-pressure pumps.
  • the emergency cooling system is operated completely actively, ie it is controlled by manual intervention or by the safety control system.
  • EP 0 419 159 A2 describes a passive device for flowing the lower part of a reactor cavern.
  • a reactor pressure vessel is partially arranged in the reactor cavern and comprises a reactor core.
  • a water supply is provided in a room outside the reactor cavern.
  • a pipeline leads from this space into the area of the reactor cavern geodetically below the reactor pressure vessel.
  • the pipeline is closed with a melting plug made of meltable metal.
  • This cooling water covers and cools the meltdown.
  • the melting point of the meltable metal is between 200 ° C and 370 ° C.
  • the fusible metal is protected against corrosion by a suitable plastic closure.
  • the device described in EP 0 419 159 A2 causes cooling of an already melted reactor core in a passive manner. It thus serves to control the consequences and not to avoid a meltdown accident.
  • the object of the invention is to provide a passively acting device for preventing and controlling an inherently unlikely malfunction in a nuclear reactor system which could occur if reactor coolant were lost.
  • Another object of the invention is to provide a method for emergency cooling of a reactor core of a nuclear reactor system.
  • the first-mentioned object is achieved by an emergency cooling device for a nuclear reactor system which has a safety container in which a reactor pressure vessel is arranged which comprises a reactor core, and is achieved by a flood line which has an outlet opening which opens into or is arranged on the reactor pressure vessel and is closed with a passively opening closure element which opens the outlet opening when a limit temperature is exceeded and wherein the flood line outside the reactor pressure vessel is connected to a flood vessel which can be filled with cooling fluid, so that the reactor core is cooled by opening flooding of the reactor pressure vessel or of a reactor cavern accommodating the reactor pressure vessel can be achieved.
  • coolant can be fed into the reactor pressure vessel or around the reactor pressure vessel without manual intervention and without control by a reactor safety control system. In this way, early use of an emergency cooling system is ensured even in the event of an inadmissible lowering of the cooling water level within the reactor pressure vessel.
  • the cooling water level drops, less thermal energy is removed from the reactor core, as a result of which the surroundings of the reactor core are additionally heated and, when the predetermined limit temperature is exceeded, the outlet opening of the flood line is released, so that the said coolant is additionally supplied via the Flood line contributes to cooling the reactor core.
  • the flood line thus ensures flooding of the reactor pressure vessel and thus immediate additional cooling of the reactor core and / or complete flooding of the reactor caverns receiving the reactor pressure vessel geodetically above the reactor core, thereby counteracting early melting of the reactor core.
  • the closure element has, for example, a fuse made of metal or plastic, a bursting element and / or a thermal sensor, as is e.g. is described in DE 43 37 367 AI.
  • the closure element preferably has a fuse, which comprises a fusible metal, which in the Limit temperature melts, or which consists of this meltable metal as a whole. Due to the meltable metal, the closure element is mechanically stable and sealingly connected to the flood line; the meltable metal only begins to melt when the limit temperature is reached or exceeded, as a result of which the connection between the flood line and the closure element is released. An early release of the outlet opening is largely excluded with a suitable choice of material.
  • the limit temperature is preferably 800 ° C to 1000 ° C, especially 900 ° C.
  • a material with a high melting point for example a silver solder, is suitable as the material for the fuse of the closure element at these temperatures.
  • the silver solder preferably has a proportion of over 50% by weight of silver. It can also contain copper from 15% by weight to 35% by weight and palladium from 5% by weight to 25% by weight.
  • a fusible metal with a high copper content of, for example, 80% and an addition of up to 20% by weight of palladium is also suitable.
  • Closure elements with a thermal breaking behavior are also suitable, for example with glass or metal components, in particular plates, which burst due to thermal stresses. Melting or otherwise thermally failing plastic components can also be suitable for the closure element.
  • the flood line is preferably connected outside the reactor pressure vessel to a flood vessel located geodetically above the reactor core.
  • the flood container can be arranged inside or outside the safety container, the safety container containing the reactor cavern and the reactor pressure container.
  • the volume of the flood container is dimensioned such that flooding of the reactor cavern with an adjusting level of the emergency coolant is ensured geodetically above the reactor core. Due to the relatively high arrangement of the flood tank, a self-contained constant flooding due to gravity guaranteed without pumps. Emergency cooling of the reactor core is thus achieved in a completely passive manner.
  • the flood tank is arranged, for example, 8 m to 10 m above the lower edge of the reactor core in order to ensure safe escape of the emergency coolant against the pressure prevailing in the reactor pressure tank.
  • the flood line preferably has an additional closure element outside the reactor pressure vessel, which closes the flood line during normal operation of the nuclear reactor system and only releases it from an additional limit temperature.
  • the additional closure element can be or have a fuse with a meltable metal or a closure element that opens in another way under thermal stress.
  • the additional closure element minimizes the possibility of undesired inflow of emergency coolant from the flood tank and thus reliably prevents the emergency cooling system from being triggered incorrectly.
  • the emergency cooling device can have several flood lines.
  • the additional limit temperature at which the additional closure element releases the flood line is generally to be chosen lower than the limit temperature. It is preferably between 400 ° C and 600 ° C, in particular around 500 ° C. If the cooling water level drops within the reactor pressure vessel with a corresponding rise in temperature, the additional heat reaches the additional closure element primarily via heat conduction along the flood line. If in 6 a critical temperature increase takes place in the reactor pressure vessel, both the additional limit temperature and the limit temperature are exceeded and the additional closure element and the closure element are opened. An onset of emergency cooling of the reactor core is thus reliably ensured when the cooling water level drops within the reactor pressure vessel.
  • the flood line is preferably suitable for a light water reactor system, in particular a boiling water reactor system. Both a flood line for flooding the reactor cavern and a flood line called a core flood line for flooding the reactor pressure vessel can be provided.
  • the closure element preferably has a sealing element which is pressed into the outlet opening by the reactor pressure prevailing in the reactor pressure vessel.
  • the fuse of the closure element can be dimensioned significantly smaller, in particular if emergency coolant is present in the flood line during normal operation of the nuclear reactor system. Due to the height of the emergency coolant column, this emergency coolant exerts a pressure on the closure element which can be partially compensated or even overcompensated by the reactor pressure.
  • the outlet opening and the sealing element can be designed to be matched and conical to one another.
  • the object directed to a method for emergency cooling of the reactor core of a nuclear reactor plant, which is arranged within a reactor pressure vessel, is achieved according to the invention by a method in which, when a limit temperature prevailing in the reactor pressure vessel is exceeded, a core flood line, which is geodetically above the reactor core is connected to a flood tank, coolant is introduced into the reactor pressure tank, the core flood line inside the reactor pressure tank having an outlet opening, which is closed during normal operation of the nuclear reactor plants with a passively opening closure element, and which is above the limit temperature is released, whereby cooling of the reactor core is started.
  • An alternative or supporting method consists in that when a limit temperature prevailing in the reactor pressure vessel is exceeded via a flood line, which is geodetically connected to a flood vessel above the reactor core, a safety vessel including the reactor pressure vessel with coolant to geodesic ⁇ table is flooded above the reactor core, the flood line has an outlet opening which is arranged on an outer wall of the reactor pressure vessel and is closed during normal operation of the nuclear reactor system with a passively opening closure element and which is released above the limit temperature, whereby the flooding in Gear is set.
  • the flood line opens, as a result of which the reactor cavern, in which the pressure vessel is arranged, is flooded geodetically above the reactor core, thus cooling the reactor pressure vessel from the outside.
  • FIG. 1 shows a longitudinal section through the safety vessel of a nuclear reactor system
  • FIG. 2 shows a longitudinal section through a reactor pressure vessel and a flood vessel, which are connected to a flood line
  • FIG. 4 shows a longitudinal section through an additional closure element in a flood line.
  • 5 shows a longitudinal section through the outlet part of the flood line
  • a reactor cavern 21 is formed within the security container 10 and is surrounded by one or more condensation chambers 15.
  • a reactor pressure vessel 2 is partially arranged inside the reactor cavern 21 and contains a reactor core 3 in such a way that the reactor core 3 is located in the reactor cavern 21.
  • the nuclear reactor plant is equipped with a passive-acting emergency cooling device.
  • flood tanks 8 are arranged geodetically above the reactor core 3 and laterally above the reactor cavern 21, which can be connected to one another or can form a unit.
  • the flood tanks 8 can e.g. form a single annular flood chamber.
  • the flood tanks 8 are filled with a coolant 11, in particular water, up to an operating level 13 during normal operation of the nuclear reactor plant.
  • a core flood line 4a leads into the reactor pressure vessel 2 from the area of one of the flood tanks 8 that is approximately the geodetically lowest. It ends there with its outlet opening 6a directly geodetically below the reactor core 3. An arrangement of the outlet opening 6a at the level of the reactor core 3 or geodetically above the reactor core 3 is also possible.
  • the outlet opening 6a is closed with a passively opening closure element 5a, which has a fuse.
  • a flood line 4 leads from another of the flood tanks 8 to the outer wall 12 of the reactor pressure vessel 2.
  • the flood tanks 8 can be connected to one another for the exchange of coolant 11.
  • the outlet opening 6 of the flood line 4th lies on the outer wall 12. It is closed with a passively opening closure element 5, which also has a fuse.
  • the fuses of the closure elements 5, 5a essentially consist of a material, in particular a metal with a silver solder, which melts at a predetermined temperature.
  • the core flood line 4a and the flood line 4 are formed between the flood tank 8 and the reactor pressure vessel 2 like a siphon.
  • the closure element 5a of the core flood line 4a and the closure element 5 of the flood line 4 release the respectively associated flood line 4,4a.
  • This causes coolant 11 to flow into the reactor pressure vessel 2 on the one hand and into the reactor cavern 21 on the other hand.
  • the reactor cavern 21 is flooded with coolant 11 to a level 14 which is geodetically above the lowest area of the flood vessel 8 and thus geodetically well above of the reactor core 3.
  • This flooding of the reactor cavern 21 cools the reactor pressure vessel 2 directly and the reactor core 3 indirectly, the large amount of coolant 11 being able to absorb a large amount of heat, so that cooling of the reactor core 3 is ensured over several days.
  • FIG. 2 a flood tank 8 and a reactor pressure tank 2 of a boiling water reactor system are shown schematically and in sections in a longitudinal section.
  • the reactor pressure vessel 2 contains a reactor core 3, which is geodesically below the flood vessel 8.
  • a core flood line 4a leads geodetically above the reactor core 3 into the reactor pressure vessel 2 from the flood vessel 8.
  • the core flood line 4a is led in the reactor pressure vessel 2 to geodetically below the reactor core 3.
  • the core flood line 4a can also end at the level of the reactor core 3 or geodetically above the reactor core 3. O 96/20486 ".”, ""
  • the core flood line 4a has a manual shut-off valve 17 which is open during normal operation of the boiling water reactor system.
  • an additional closure element 16 is arranged in the core flood line 4a, which is closed during normal operation of the boiling water reactor system.
  • the additional closure element 16 releases the core flood line 4a from an additional limit temperature of approximately 500 ° C., so that when this additional limit temperature is exceeded, coolant 11, in particular cooling water, with which the flood tank 8 is filled, to the outlet part 7a and from there through the the closure element 5 released outlet opening can flow into the space below the reactor core 3.
  • the outlet part 7a of the core flood line 4a according to FIG. 2 is shown on an enlarged scale in a longitudinal section along a main axis 18.
  • the outlet part 7a is largely rotationally symmetrical with respect to the main axis 18. It is funnel-shaped, in particular conical, and merges into the core flood line 4a at the tip end of the funnel.
  • the outlet part 7a has circular coolant outlet openings 22 which run around the main axis 18.
  • a lid 23 is firmly attached.
  • a precisely fitting sealing element 9 is arranged in the funnel-shaped widening of the outlet part 7a.
  • This sealing element 9 is mechanically firmly and sealingly connected, in particular soldered, to the funnel-shaped widening with a fuse 27.
  • the sealing element 9 and the fuse 27 together form the closure element 5a.
  • the fuse 27 here consists of a metal which melts at a temperature of about 900 ° C.
  • the metal is preferably an alloy with a proportion of over 50% silver, approx. 20% copper and approx. 10% to 20% palladium (data in% by weight). Passes through the coolant outlet openings 22 during normal 11
  • the additional closure element 16 is largely symmetrical about a longitudinal or main axis 24. It has a sealing piston 20 which is arranged to be centrally displaceable along the main axis 24 and which is firmly connected, in particular soldered, to an end 4b of the core flood line 4a with a cylindrical fuse 28 on its outside parallel to the main axis 24.
  • the sealing piston 20 is guided at the end by a cylinder 26.
  • the cylinder 26 lies in a passage space 25, which is formed by expanding the core flood line 4a.
  • coolant 11 is present from the flood container 8 during normal operation of the boiling water reactor system and exerts pressure on the sealing piston 20 as a result of gravity.
  • this pressure leads to a movement of the sealing piston 20 into the cylinder 26 in the direction of the reactor pressure vessel 2.
  • the sealing piston 20 then opens a passage in the direction of the passage space 25 through which the coolant 11th to the outlet opening can flow 6a of the core flood line 4a.
  • the additional closure element 16 offers an additional security for the fact that the core flood line 4a is released and thus the reactor pressure vessel 2 is certainly flowed when a critical temperature increase takes place in the security vessel 2.
  • FIG. 5 shows, like FIG. 3, on an enlarged scale in a longitudinal section along a main axis 18, the outlet part 7a of the core flood line 4a.
  • the same parts have the same reference numerals as in FIG. 3.
  • the sealing element 9 is displaced downwards along the main axis 18 and rests on the cover 23 of the outlet part 7a.
  • the sealing element 9 has a guide pin 29 stretched along the main axis 18. This guide pin 29 can be guided in a guide cylinder 30 which is also elongated along the main axis 18 and which is firmly connected to the cover 23 of the outlet part 7a and directed into the outlet part 7a.
  • the guide pin 29 that can be guided in the guide cylinder 30 ensures that when the outlet opening 6a is opened, the sealing element 9 remains centrally within the outlet part 7a, so that a flow path between each coolant outlet opening 22 and the core flood line 4a is opened. This reliably prevents the sealing element 9 from slipping with an unintentional closing of a coolant outlet opening 22.
  • the invention is characterized by at least one passively opening flood line for emergency cooling of the reactor core of a nuclear reactor system with a safety container in which a reactor pressure container is arranged.
  • the flood line has an outlet opening closed with a passively opening closure element, which is arranged in or on the reactor pressure vessel and is released when a limit temperature is exceeded.
  • Emergency cooling of the reactor core therefore sets in a passive manner automatically in the event of a critical see an increase in temperature inside the reactor pressure vessel.
  • coolant in particular cooling water, reaches the reactor pressure vessel and / or a reactor cavern in which the reactor pressure vessel is accommodated from a flood vessel arranged geodetically above the reactor core.
  • the flood line and thereby the emergency cooling of the reactor core can additionally be secured against false triggering.
  • the additional closure element releases the flood line at a lower temperature than the closure element.
  • the closure element has a fuse which releases the outlet opening at about 900 ° C.
  • the additional closure element has a fuse which melts at about 500 ° C. and thereby releases the flood line.

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Abstract

Die Erfindung betrifft eine Notkühleinrichtung für eine Kernreaktoranlage mit einem Sicherheitsbehälter (10), in dem ein Reaktordruckbehälter (2) angeordnet ist, welcher einen Reaktorkern (3) umfaßt. Es ist eine Flutleitung (4, 4a) vorgesehen, die eine Auslaßöffnung (6, 6a) besitzt, welche in oder an dem Reaktordruckbehälter (2) angeordnet und mit einem passiv öffnenden Verschlußelement (5, 5a) verschlossen ist. Das Verschlußelement (5, 5a) gibt die Auslaßöffnung (6, 6a) bei Überschreiten einer Grenztemperatur frei. Das Verschlußelement (5, 5a) weist hierzu bevorzugt eine Schmelzsicherung (27) auf, welche bei etwa 900 °C aufschmilzt. Die Flutleitung (4, 4a) ist mit einem geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) angeordneten Flutbehälter (8) verbunden, wodurch aufgrund der Schwerkraft eine Einspeisung von Kühlmittel (11) in den Reaktordruckbehälter (2) gewährleistet ist. Zur Sicherung der Flutleitung (4, 4a) gegenüber einer Fehlauslösung weist diese ein Zusatzverschlußelement (16) außerhalb des Reaktordruckbehälters (2) auf. Dieses verschließt im Normalbetrieb die Flutleitung (4, 4a). Im Störfall mit drastischer Temperaturerhöhung im Reaktordruckbehälter (2) gibt es bei einer niedrigeren Temperatur als das Verschlußelement (5, 5a), insbesondere bei etwa 500 °C, die Flutleitung (4, 4a), frei. Die Erfindung betrifft weiterhin ein Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns (3) mittels einer Flutleitung (4, 4a), die mit einem passiv öffnenden Verschlußelement (5, 5a) verschlossen ist.

Description

Beschreibung
Notkühleinrichtung für eine Kernreaktoranlage und Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns
Die Erfindung betrifft eine Notkühleinrichtung für eine Kern¬ reaktoranlage mit einem Sicherheitsbehälter, in dem ein Reak¬ tordruckbehälter angeordnet ist, welcher einen Reaktorkern umfaßt. Weiterhin betrifft die Erfindung ein Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns einer Kernreaktoranlage.
Kernreaktoranlagen zur Erzeugung elektrischer Energie aus bei der Kernspaltung entstehender thermischer Energie weisen für einen sicheren Betrieb und die Beherrschung von Betriebsstö- rungen eine Vielzahl redundanter und diversitärer Sicher¬ heitssysteme auf. Eines dieser Sicherheitssysteme ist ein Not- und Nachkühlsystem, mit welchem bei einem Abschalten der Kernreaktoranlage weiterhin entstehende thermische Energie abgeführt sowie bei einer Betriebsstörung, insbesondere bei einer Störung mit Verlust an Kühlmittel, eine Kühlung des
Reaktorkerns gewährleistet wird.
Ein solches Not- und Nachkühlsystem ist in dem Buch "Reaktor- Sicherheitstechnik" von D. Smidt, Springer-Verlag, Berlin, 1979, in Kapitel 4.6, Seiten 110 bis 114, für einen Siedewas¬ serreaktor beschrieben. Der Siedewasserreaktor enthält einen Reaktordruckbehälter, welcher den Reaktorkern umfaßt, sowie ein geodätisch unterhalb des Reaktordruckbehälters angeordne¬ tes Notkühlwasserreservoir, insbesondere eine Kondensations- kammer. Aus diesem Notkühlwasserreservoir wird über Hoch¬ druck-Pumpen und/oder Niederdruck-Pumpen Notkühlwasser über entsprechende Leitungen in den Reaktordruckbehälter und/oder unmittelbar in den Reaktorkern eingespeist. Das Notkühlsystem wird vollständig aktiv betrieben, d.h. es wird durch manuelle Eingriffe oder durch die Sicherheits-Leittechnik gesteuert. Aus der EP 0 419 159 A2 ist eine passive Vorrichtung zur Flu¬ tung des unteren Teiles einer Reaktorkaverne beschrieben. In der Reaktorkaverne ist teilweise ein Reaktordruckbehälter an¬ geordnet, welcher einen Reaktorkern umfaßt. Geodätisch unter- halb des Reaktordruckbehälters ist ein Wasservorrat in einem außerhalb der Reaktorkaverne liegenden Raum vorgesehen. Von diesem Raum führt eine Rohrleitung in den geodätisch unter¬ halb des Reaktordruckbehälters liegenden Bereich der Reaktor¬ kaverne hinein. In der Reaktorkaverne ist die Rohrleitung mit einem Schmelzstopfen aus schmelzbarem Metall verschlossen. Bei einem Abschmelzen des Reaktorkerns, wobei Kernschmelze aus dem Reaktordruckbehälter in den unteren Bereich der Reak¬ torkaverne strömt, schmilzt der Schmelzstopfen unter Einwir¬ kung der von der Kernschmelze abgegebenen Wärme auf, wodurch Kühlwasser in die Reaktorkaverne einströmt. Dieses Kühlwasser bedeckt und kühlt die Kernschmelze. Der Schmelzpunkt des schmelzbaren Metalles liegt zwischen 200 °C und 370 °C. Das schmelzbare Metall wird durch einen geeigneten Kunstεtoffver- schluß vor Korrosion geschützt. Die in der EP 0 419 159 A2 beschriebene Vorrichtung bewirkt auf passive Art und Weise eine Kühlung eines bereits abgeschmolzenen Reaktorkernes. Sie dient somit der Beherrschung der Folgen und nicht der Vermei¬ dung eines Kernschmelzstörfalles.
Aufgabe der Erfindung ist es, eine passiv wirkende Einrich¬ tung zur Verhinderung und zur Beherrschung einer an sich un¬ wahrscheinlichen Betriebsstörung in einer Kernreaktoranlage, die bei Verlust an Reaktorkühlmittel auftreten könnte, anzu¬ geben. Eine weitere Aufgabe der Erfindung besteht darin, ein Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns einer Kernreak¬ toranlage anzugeben.
Erfindungsgemäß wird die erstgenannte Aufgabe durch eine Not- kühleinrichtung für eine Kernreaktoranlage, die einen Sicher- heitsbehälter aufweist, in dem ein Reaktordruckbehälter ange¬ ordnet ist, welcher einen Reaktorkern umfaßt, gelöst durch eine Flutleitung, die eine Auslaßöffnung besitzt, welche in oder an dem Reaktordruckbehälter angeordnet und mit einem passiv öffnendem Verschlußelement verschlossen ist, welches die Auslaßöffnung bei Oberschreiten einer Grenztemperatur freigibt und wobei die Flutleitung außerhalb des Reaktor¬ druckbehälters mit einem mit Kühlfluid befüllbaren Flutbehäl¬ ter verbunden ist, so daß zur Kühlung des Reaktorkerns durch Öffnen des Verschlußelements eine Flutung des Reaktordruckbe¬ hälters oder einer den Reaktordruckbehälter aufnehmenden Re¬ aktorkaverne erreichbar ist.
Mit einer Flutleitung, die ein passiv öffnendes Verschlußele¬ ment aufweist, kann ohne manuelles Eingreifen und ohne Steue¬ rung durch ein Reaktorsicherheits-Leittechniksystem eine Ein¬ speisung von Kühlmittel in den Reaktordruckbehälter oder um den Reaktordruckbehälter herum erfolgen. Hierdurch ist be¬ reits bei einem unzulässigen Absinken des Kühlwasserspiegels innerhalb des Reaktordruckbehälters ein frühzeitiges Einset¬ zen einer Notkühlung gewährleistet. Bei einem Absinken des Kühlwasserspiegels wird nämlich weniger thermische Energie aus dem Reaktorkern abgeführt, wodurch die Umgebung des Reak¬ torkerns zusätzlich erhitzt und bei einem Überschreiten der vorgegebenen Grenztemperatur die Auslaßöffnung der Flutlei¬ tung freigegeben wird, so daß das besagte Kühlmittel zusätz¬ lich über die Flutleitung zur Kühlung des Reaktorkernes bei- trägt. Mit der Flutleitung ist somit eine Flutung des Reak¬ tordruckbehälters und damit eine unmittelbare zusätzliche Kühlung des Reaktorkerns und/oder eine vollständige Flutung der den Reaktordruckbehälter aufnehmenden Reaktorkaverne bis geodätisch oberhalb des Reaktorkerns gewährleistet, wodurch frühzeitig einem Abschmelzen des Reaktorkerns entgegengewirkt wird. Das Verschlußelement weist beispielsweise eine Schmelz¬ sicherung aus Metall oder Kunststoff, ein Berstelement und/oder einen Thermofühler auf, wie es z.B. in der DE 43 37 367 AI beschrieben ist.
Das Verschlußelement weist vorzugsweise eine Schmelzsicherung auf, die ein schmelzbares Metall umfaßt, welches bei der Grenztemperatur aufschmilzt, oder die aus diesem schmelzbare Metall insgesamt besteht. Durch das schmelzbare Metall ist das Verschlußelement mechanisch stabil und dichtend mit der Flutleitung verbunden; erst bei Erreichen oder Oberschreiten der Grenztemperatur beginnt das schmelzbare Metall aufzu¬ schmelzen, wodurch die Verbindung zwischen Flutleitung und Verschlußelement gelöst wird. Eine frühzeitige Freigabe der Auslaßöffnung ist bei geeigneter Materialwahl weitgehend aus geschlossen.
Die Grenztemperatur beträgt vorzugsweise 800 °C bis 1000 °C, insbesondere 900 °C. Als Material der Schmelzsicherung des Verschlußelementes eignet sich bei diesen Temperaturen bevor zugt ein hochschmelzendes Metall, beispielsweise ein Silber- lot. Das Silberlot hat bevorzugt einen Anteil von über 50 Gew.-% Silber. Es kann darüber hinaus Kupfer von 15 Gew.-% bis 35 Gew.-% und Palladium von 5 Gew.-% bis 25 Gew.-% ent¬ halten. Geeignet ist auch ein schmelzbares Metall mit einem hohen Kupferanteil von beispielsweise 80 % und einem Zusatz von bis zu 20 Gew.-% Palladium. Weiterhin eignen sich Ver¬ schlußelemente mit einem thermischen Sollbruchverhalten, bei spielsweise mit infolge von ThermoSpannungen berstenden Glaε oder Metallbauteilen, insbesondere Platten. Auch aufschmel¬ zende oder anderweitig thermisch versagende KunstStoffbau- teile können für das Verschlußelement geeignet sein.
Zur Flutung des Reaktordruckbehälters und/oder der Reaktorka verne ist die Flutleitung bevorzugt außerhalb des Reaktor¬ druckbehälters mit einem geodätisch oberhalb des Reaktorkern liegenden Flutbehälter verbunden. Der Flutbehälter kann dabe innerhalb oder außerhalb des Sicherheitsbehälters angeordnet sein, wobei der Sicherheitsbehälter die Reaktorkaverne und den Reaktordruckbehälter beinhaltet. Das Volumen des Flutbe¬ hälters ist so bemessen, daß eine Flutung der Reaktorkaverne mit einem sich einstellenden Pegel des Notkühlmittels geodä¬ tisch oberhalb des Reaktorkerns gewährleistet ist. Aufgrund der relativ hohen Anordnung des Flutbehälters ist ein selb- ständiges Fluten infolge der Schwerkraft ohne Pumpen gewähr¬ leistet. Eine Notkühlung des Reaktorkerns wird somit auf vollständig passiv wirkende Art und Weise erreicht . Aufgrund des großen Notkühlmittelvorrates kann die Kernreaktoranlage bei einer Betriebsstörung mit Kühlwasserverlust mehrere Tage ohne Eingriff des Bedienungspersonals sich selbst überlassen bleiben. Der Flutbehälter ist beispielsweise 8 m bis 10 m oberhalb der Unterkante des Reaktorkerns angeordnet, um ein sicheres Ausströmen des Notkühlmittels gegen den in dem Reak- tordruckbehälter herrschenden Druck zu gewährleisten.
Zur Sicherung gegen Fehlauslösungen weist die Flutleitung be¬ vorzugt außerhalb des Reaktordruckbehälters ein Zusatzver¬ schlußelement auf, welches die Flutleitung während des norma- len Betriebes der Kernreaktoranlage verschließt und erst ab einer Zusatzgrenztemperatur freigibt. Das Zusatzverschlußele¬ ment kann wie das Verschlußelement eine Schmelzsicherung mit einem schmelzbaren Metall oder ein auf andere Art und Weise unter thermischer Beanspruchung öffnendes Verschlußelement sein oder aufweisen. Zur Ausgestaltung solcher Verschlußele¬ mente, insbesondere mit Berstelementen, Kunststoffverschlüs¬ sen und Temperaturfühlern, wird vollinhaltlich auf die DE 43 37 367 AI Bezug genommen. Durch das Zusatzverschlußele¬ ment wird die Möglichkeit eines unerwünschten Einströmens von Notkühlmittel aus dem Flutbehälter äußerst gering gehalten und somit eine Fehlauslösung des Notkühlsystems sicher ver¬ mieden. Zur Redundanz kann die Notkühleinrichtung mehrere Flutleitungen aufweisen.
Die Zusatzgrenztemperatur, bei der das Zusatzverschlußelement die Flutleitung freigibt, ist im allgemeinen niedriger als die Grenztemperatur zu wählen. Sie liegt vorzugsweise zwi¬ schen 400 °C und 600°C, insbesondere bei etwa 500 °C. Bei einem Absinken des Kühlwasserspiegels innerhalb des Reaktor- druckbehälters mit einem entsprechenden Temperaturanstieg ge¬ langt die zusätzliche Wärme vor allem über Wärmeleitung ent¬ lang der Flutleitung an das Zusatzverschlußelement. Wenn in 6 dem Reaktordruckbehälter eine kritische Temperaturerhöhung stattfindet, so wird sowohl die Zusatzgrenztemperatur als auch die Grenztemperatur überschritten und ein Öffnen des Zusatzverschlußelementes und des Verschlußelementes findet statt. Ein Einsetzen der Notkühlung des Reaktorkernes ist somit bei einem Absinken des Kühlwasserspiegels innerhalb des Reaktordruckbehälters sicher gewährleistet.
Vorzugsweise eignet sich die Flutleitung für eine Leichtwas¬ serreaktor-Anlage, insbesondere eine Siedewasserreaktor-Anla- ge. Dabei kann sowohl eine Flutleitung zur Flutung der Reak¬ torkaverne als auch eine als Kernflutleitung bezeichnete Flutleitung zur Flutung des Reaktordruckbehälters vorgesehen sein.
Liegt eine in den Reaktordruckbehälter hineinführenden Kern¬ flutleitung vor, so weist das Verschlußelement bevorzugt ein Dichtelement auf, welches durch den in dem Reaktordruckbehäl¬ ter herrschenden Reaktordruck in die Auslaßöffnung gedrückt wird. Hierdurch kann beispielsweise die Schmelzsicherung des Verschlußelementes deutlich kleiner dimensioniert werden, insbesondere dann, wenn während des normalen Betriebes der Kernreaktoranlage in der Flutleitung Notkühlmittel ansteht. Dieses Notkühlmittel übt aufgrund der Höhe der Notkühlmittel- Säule einen Druck auf das Verschlußelement auf, welcher durch den Reaktordruck teilweise kompensiert oder sogar überkompen¬ siert werden kann.
Insbesondere zur Ausnutzung des von dem Reaktordruck erzeug¬ ten Gegendruckes können die Auslaßöffnung und das Dichtele- ment zueinander paßförmig und konisch ausgebildet sein.
Die auf ein Verfahren zur Notkühlung des Reaktorkerns einer Kernreaktoranlage, welcher innerhalb eines Reaktordruckbehäl¬ ters angeordnet ist, gerichtete Aufgabe wird erfindungsgemäß durch ein Verfahren gelöst, bei dem bei Überschreiten einer in dem Reaktordruckbehälter herrschenden Grenztemperatur über eine Kernflutleitung, die geodätisch oberhalb des Reaktor- kerns mit einem Flutbehälter verbunden ist, Kühlmittel in den Reaktordruckbehälter eingeführt wird, wobei die Kernflutlei¬ tung innerhalb des Reaktordruckbehälters eine Auslaßöffnung besitzt, die während des normalen Betriebes der Kernreaktor- anläge mit einem passiv öffnenden Verschlußelement verschlos¬ sen ist, und die oberhalb der Grenztemperatur freigegeben wird, wodurch eine Kühlung des Reaktorkerns in Gang gesetzt wird.
Ein alternatives oder unterstützendes Verfahren besteht er¬ findungsgemäß darin, daß bei Überschreiten einer in dem Reak¬ tordruckbehälter herrschenden Grenztemperatur über eine Flut¬ leitung, die geodätisch oberhalb des Reaktorkerns mit einem Flutbehälter verbunden ist, ein den Reaktordruckbehälter ein- schließender Sicherheitsbehälter mit Kühlmittel bis geodä¬ tisch oberhalb des Reaktorkerns geflutet wird, wobei die Flutleitung eine Auslaßöffnung besitzt, die an einer Außen¬ wand des Reaktordruckbehälters angeordnet und während des normalen Betriebes der Kernreaktoranlage mit einem passiv öffnenden Verschlußelement verschlossen ist und die oberhalb der Grenztemperatur freigegeben wird, wodurch die Flutung in Gang gesetzt wird. Bei Überschreiten der Grenztemperatur öff¬ net die Flutleitung, wodurch die Reaktorkaverne, in der der Druckbehälter angeordnet ist, bis geodätisch oberhalb des Reaktorkerns geflutet wird und somit eine Kühlung des Reak¬ tordruckbehälters von außen erfolgt.
Anhand der in der Zeichnung dargestellten schematischen Aus¬ führungsbeispiele werden die Notkühleinrichtung mit Flutlei- tung sowie das Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns näher erläutert. Es zeigen:
FIG 1 einen Längsschnitt durch den Sicherheitsbehälter ei¬ ner Kernreaktoranlage, FIG 2 einen Längsschnitt durch einen Reaktordruckbehälter und einen Flutbehälter, die mit einer Flutleitung verbunden sind, 8
FIG 3 einen Längsschnitt durch den Auslaßteil der Flutlei¬ tung und
FIG 4 einen Längsschnitt durch ein Zusatzverschlußelement in einer Flutleitung. FIG 5 einen Längsschnitt durch den Auslaßteil der Flutlei¬ tung
In FIG 1 ist in einem Längsschnitt der Sicherheitsbehälter 10 einer Kernreaktoranlage, insbesondere einer Siedewasserreak- toranlage, dargestellt. Innerhalb des Ξicherheitsbehälters 10 ist eine Reaktorkaverne 21 gebildet, die von einer oder meh¬ reren Kondensationskammern 15 umgeben ist. Innerhalb der Re¬ aktorkaverne 21 ist teilweise ein Reaktordruckbehälter 2 an¬ geordnet, der einen Reaktorkern 3 beinhaltet, und zwar so, daß der Reaktorkern 3 sich in der Reaktorkaverne 21 befindet. Die Kernreaktoranlage ist mit einer passiv wirkenden Notkühl- einrichtung ausgerüstet. Geodätisch oberhalb des Reaktorkerns 3 und seitlich oberhalb der Reaktorkaverne 21 sind dazu Flut¬ behälter 8 angeordnet, die untereinander verbunden sein oder eine Einheit bilden können. Die Flutbehälter 8 können z.B. eine einzige ringförmige Flutkammer bilden. Die Flutbehälter 8 sind mit einem Kühlmittel 11, insbesondere Wasser, bis zu einem betrieblichen Pegel 13 während des normalen Betriebes der Kernreaktoranlage gefüllt. Von dem etwa geodätisch am tiefsten liegenden Bereich eines der Flutbehälter 8 führt eine Kernflutleitung 4a in den Reaktordruckbehälter 2 hinein. Sie endet dort mit ihrer Auslaßöffnung 6a unmittelbar geodä¬ tisch unterhalb des Reaktorkernes 3. Eine Anordnung der Aus¬ laßöffnung 6a in Höhe des Reaktorkerns 3 oder geodätisch oberhalb des Reaktorkerns 3 ist ebenfalls möglich. Die Aus¬ laßöffnung 6a ist mit einem passiv öffnenden Verschlußelement 5a, welches eine Schmelzsicherung aufweist verschlossen.
Eine Flutleitung 4 führt von einem anderen der Flutbehälter 8 an die Außenwand 12 des Reaktordruckbehälters 2. Die Flutbe¬ hälter 8 können zum Austausch von Kühlmittel 11 untereinander in Verbindung stehen. Die Auslaßöffnung 6 der Flutleitung 4 liegt an der Außenwand 12. Sie ist mit einem passiv öffnenden Verschlußelement 5 verschlossen, das ebenfalls eine Schmelz¬ sicherung aufweist. Die Schmelzsicherungen der Verschlußele¬ mente 5, 5a bestehen im wesentlichen aus einem Material, ins- besondere einem Metall mit einem Silberlot, das bei einer vorgegebenen Temperatur schmilzt. Die Kernflutleitung 4a so¬ wie die Flutleitung 4 sind zwischen dem Flutbehälter 8 und dem Reaktordruckbehälter 2 siphonartig ausgebildet. Tritt innerhalb des Reaktordruckbehälters 2, beispielsweise infolge eines Absinkens des Kühlmittels innerhalb des Reaktordruck¬ behälters 2, eine kritische Temperaturerhöhung auf, so gibt das Verschlußelement 5a der Kernflutleitung 4a sowie das Ver¬ schlußelement 5 der Flutleitung 4 die jeweils zugehörige Flutleitung 4,4a frei. Hierdurch erfolgt ein Einströmen von Kühlmittel 11 einerseits in den Reaktordruckbehälter 2 sowie andererseits in die Reaktorkaverne 21. Die Reaktorkaverne 21 wird dazu mit Kühlmittel 11 bis zu einem Pegel 14 geflutet, der geodätisch oberhalb des am tiefsten liegenden Bereiches der Flutbehälter 8 und somit geodätisch deutlich oberhalb des Reaktorkerns 3 liegt. Durch diese Flutung der Reaktorkaverne 21 werden der Reaktordruckbehälter 2 direkt und der Reaktor¬ kern 3 mittelbar gekühlt, wobei die große Menge an Kühlmittel 11 eine große Wärmemenge aufnehmen kann, so daß eine Kühlung des Reaktorkerns 3 über mehrere Tage hinweg gewährleistet ist.
In FIG 2 sind in einem Längsschnitt schematisch und aus¬ schnittsweise ein Flutbehälter 8 und ein Reaktordruckbehälter 2 einer Siedewasserreaktoranlage dargestellt. Der Reaktor- druckbehälter 2 beinhaltet einen Reaktorkern 3, welcher geo¬ dätisch unterhalb des Flutbehälters 8 liegt. Von dem Flutbe¬ hälter 8 führt eine Kernflutleitung 4a geodätisch oberhalb des Reaktorkerns 3 in den Reaktordruckbehälter 2 hinein. Die Kernflutleitung 4a ist in dem Reaktordruckbehälter 2 bis geo- dätisch unterhalb des Reaktorkernes 3 geführt. Die Kernflut¬ leitung 4a kann je nach Anforderung auch auf Höhe des Reak¬ torkerns 3 oder geodätisch oberhalb des Reaktorkerns 3 enden. O 96/20486 „ .„,„„
PCT/DE95/01352
10
Sie endet in einem Auslaßteil 7a. Unmittelbar nach Austritt aus dem Flutbehälter 8 besitzt die Kernflutleitung 4a eine Handabsperrarmatur 17, welche während des normalen Betriebes der Siedewasserreaktoranlage geöffnet ist. Zwischen der Hand- absperrar atur 17 und der Eintrittsstelle in den Reaktor¬ druckbehälter 2 ist in der Kernflutleitung 4a ein Zusatzver¬ schlußelement 16 angeordnet, welches während des normalen Betriebes der Siedewasserreaktoranlage verschlossen ist. Das Zusatzverschlußelement 16 gibt die Kernflutleitung 4a ab ei- ner Zusatzgrenztemperatur von etwa 500 °C frei, so daß bei Überschreiten dieser Zusatzgrenztemperatur Kühlmittel 11, insbesondere Kühlwasser, mit welchem der Flutbehälter 8 ge¬ füllt ist, zum Auslaßteil 7a und von dort durch die von dem Verschlußelement 5 freigegebene Auslaßöffnung in den Raum unterhalb des Reaktorkerns 3 strömen kann.
In FIG 3 ist im vergrößerten Maßstab in einem Längsschnitt entlang einer Hauptachse 18 das Auslaßteil 7a der Kernflut¬ leitung 4a nach FIG 2 dargestellt. Das Auslaßteil 7a ist be- züglich der Hauptachse 18 weitgehend rotationssymmetrisch. Es ist trichterförmig, insbesondere konisch, ausgebildet und geht an dem spitzen Ende des Trichters in die Kernflutleitung 4a über. An dem breiten Ende des Trichters hat das Auslaßteil 7a kreisförmige Kühlmittel-Austrittsöffnungen 22, die um die Hauptachse 18 herum verlaufen. Auf das untere breite Ende des Trichters ist ein Deckel 23 fest aufgesetzt. In der trichter¬ förmigen Aufweitung des Auslaßteils 7a ist ein paßgenaues Dichtelement 9 angeordnet. Dieses Dichtelement 9 ist mit ei¬ ner Schmelzsicherung 27 mit der trichterförmigen Aufweitung mechanisch fest und dichtend verbunden, insbesondere verlö¬ tet. Das Dichtelement 9 und die Schmelzsicherung 27 bilden zusammen das Verschlußelement 5a. Die Schmelzsicherung 27 be¬ steht hier aus einem Metall, welches bei einer Temperatur von etwa 900 °C schmilzt. Das Metall ist bevorzugt eine Legierung mit einem Anteil von über 50 % Silber, ca. 20 % Kupfer und etwa 10 % bis 20 % Palladium (Angaben in Gew.-%) . Durch die Kühlmittel-Austrittsöffnungen 22 gelangt während des normalen 11
Betriebes der Siedewasserreaktoranlage Kernkühlmittel an das Verschlußelement 5a, so daß dort der im Inneren des Reaktor¬ druckbehälters herrschende Reaktordruck ansteht . Dies ist durch entsprechende Pfeile 19 dargestellt. Durch den Reaktor- druck von etwa 70 bar wird das Dichtelement 9 an die Schmelz¬ sicherung 27 und darüber an die trichterförmige Aufweitung des Auslaßteils 7a gedrückt, wodurch eine hohe Dichtigkeit erreicht wird. Erst bei Erreichen der Grenztemperatur von etwa 900 °C wird die durch die Schmelzsicherung 27 herge- stellte Lötverbindung zwischen dem Auslaßteil 7a und dem
Dichtelement 9 gelöst. Bei niedrigeren Temperaturen ist diese Verbindung mechanisch stabil. Da ein Silberlot zudem weitge¬ hend strahlungsresistent und korrosionsbeständig ist, ist die Auslaßöffnung 6a der Kernflutleitung 4a durch das Verschluß- element 5a über eine lange Zeitdauer sicher verschlossen.
In FIG 4 ist in vergrößertem Maßstab in einem Längsschnitt das Zusatzverschlußelement 16 der Kernflutleitung 4a gemäß FIG 2 dargestellt. Das Zusatzverschlußelement 16 ist weitge- hend zu einer Längs- oder Hauptachse 24 symmetrisch. Es be¬ sitzt einen entlang der Hauptachse 24 zentral verschieblich angeordneten Dichtkolben 20, der mit einer zylindrischen Schmelzsicherung 28 an seiner Außenseite parallel zur Haupt¬ achse 24 innen fest mit einem Ende 4b der Kernflutleitung 4a verbunden, insbesondere verlötet, ist. Der Dichtkolben 20 wird endseitig von einem Zylinder 26 geführt. Der Zylinder 26 liegt in einem Durchlaßraum 25, der durch Ausweitung der Kernflutleitung 4a gebildet ist. An der dem Flutbehälter 8 zugewandten Seite des Dichtkolbens 20 steht während des nor- malen Betriebes der Siedewasserreaktoranlage Kühlmittel 11 aus dem Flutbehälter 8 an, welches infolge der Schwerkraft Druck auf den Dichtkolben 20 ausübt. Bei einem Aufschmelzen der Schmelzsicherung 28, bei z. B. etwa 500 °C, führt dieser Druck zu einer Bewegung des Dichtkolbens 20 in den Zylinder 26 hinein in Richtung des Reaktordruckbehälters 2. Der Dicht¬ kolben 20 gibt dann einen Durchlaß in Richtung des Durchla߬ raums 25 frei, durch den das Kühlmittel 11 zu der Auslaßöff- nung 6a der Kernflutleitung 4a strömen kann. Das Zusatzver¬ schlußelement 16 bietet eine zusätzliche Sicherheit dafür, daß eine Freigabe der Kernflutleitung 4a und damit eine Flu¬ tung des Reaktordruckbehälters 2 mit Sicherheit dann statt- findet, wenn in dem Sicherheitsbehälter 2 eine kritische Tem¬ peraturerhöhung stattfindet.
FIG 5 zeigt wie FIG 3 im vergrößerten Maßstab in einem Längs¬ schnitt entlang einer Hauptachse 18 das Auslaßteil 7a der Kernflutleitung 4a. Gleiche Teile tragen die gleichen Bezugs¬ zeichen wie in FIG 3. Das Dichtelement 9 ist entlang der Hauptachse 18 nach unten verschoben und ruht auf dem Deckel 23 des Auslaßteils 7a. Für eine nahezu spielfreie Bewegung entlang der Hauptachse 18 weist das Dichtelement 9 einen ent- lang der Hauptachse 18 gestreckten Führungsstift 29 auf. Die¬ ser Führungsstift 29 ist in einem ebenfalls entlang der Hauptachse 18 gestreckten Führungszylinder 30 führbar, wel¬ cher mit dem Deckel 23 des Auslaßteils 7a fest verbunden und in das Auslaßteil 7a hineingerichtet ist. Durch den in dem Führungszylinder 30 führbaren Führungsstift 29 ist gewährlei¬ stet, daß bei einem Öffnen der Auslaßöffnung 6a das Dichtele¬ ment 9 zentrisch innerhalb des Auslaßteils 7a verbleibt, so daß ein Strömungsweg zwischen jeder Kühlmittelaustrittsöff¬ nung 22 und der Kernflutleitung 4a geöffnet ist. Ein Verrut- sehen des Dichtelementes 9 mit einem ungewollten Verschließen einer Kühlmittelaustrittsöffnung 22 ist somit sicher vermie¬ den.
Die Erfindung zeichnet sich durch mindestens eine passiv öff- nende Flutleitung zur Notkühlung des Reaktorkerns einer Kern¬ reaktoranlage mit einem Sicherheitsbehälter, in dem ein Reak¬ tordruckbehälter angeordnet ist, aus. Die Flutleitung besitzt dabei eine mit einem passiv öffnenden Verschlußelement ver¬ schlossene Auslaßöffnung, die in oder an dem Reaktordruckbe- hälter angeordnet und bei Überschreiten einer Grenztemperatur freigegeben wird. Eine Notkühlung des Reaktorkerns setzt da¬ her auf passive Art und Weise automatisch bei einer kriti- sehen Temperaturerhöhung innerhalb des Reaktordruckbehälters ein. Über die Flutleitung gelangt in diesem Fall Kühlmittel, insbesondere Kühlwasser, aus einem geodätisch oberhalb des Reaktorkerns angeordneten Flutbehälter in den Reaktordruckbe- hälter und/oder in eine Reaktorkaverne hinein, in der der Reaktordruckbehälter aufgenommen ist. Durch ein Zusatzver¬ schlußelement außerhalb des Reaktordruckbehälters kann die Flutleitung und dadurch die Notkühlung des Reaktorkerns zu¬ sätzlich gegen eine Fehlauslösung gesichert sein. Dabei gibt das Zusatzverschlußelement bei einer niedrigeren Temperatur als das Verschlußelement die Flutleitung frei. Das Verschlu߬ element besitzt eine Schmelzsicherung, die bei etwa 900 °C die Auslaßöffnung freigibt. Das Zusatzverschlußelement dage¬ gen besitzt eine Schmelzsicherung, die bei etwa 500 °C auf- schmilzt und dadurch die Flutleitung freigibt. Mit der so ausgebildeten und angeordneten Flutleitung ist eine passive Notkühlung des Reaktorkerns erreicht, bei der ohne Gefährdung der Umwelt und ohne Eingriff von Bedienungspersonal für eine Siedewasserreaktoranlage während eines Störfalles mit Kühl- wasserverlust über mehrere Tage hinweg eine sichere Kühlung gewährleistet ist.

Claims

Patentansprüche
1. Notkühleinrichtung für eine Kernreaktoranlage mit einem Sicherheitsbehälter (10), in dem ein Reaktordruckbehälter (2) angeordnet ist, welcher einen Reaktorkern (3) umfaßt, mit einer Flutleitung (4,4a), die eine Auslaßöffnung (6,6a) hat, wobei die Auslaßöffnung (6,6a) in oder an dem Reaktordruck¬ behälter (2) angeordnet und mit einem passiv öffnenden Ver¬ schlußelement (5,5a) verschlossen ist, welches die Auslaß- Öffnung (6,6a) bei Überschreiten einer Grenztemperatur frei¬ gibt und wobei die Flutleitung außerhalb des Reaktordruckbe¬ hälters (2) mit einem mit Kühlfluid befüllbaren Flutbehälter (8) verbunden ist, so daß zur Kühlung des Reaktorkerns (3) durch Öffnen des Verschlußelements (5, 5a) eine Flutung des Reaktordruckbehälters (2) oder einer den Reaktordruckbehälter (2) aufnehmenden Reaktorkaverne (21) erreichbar ist.
2. Notkühleinrichtung nach Anspruch 1, bei der das Verschlu߬ element (5,5a) eine Schmelzsicherung (27) aufweist, die ein schmelzbares Metall umfaßt, welches bei der Grenztemperatur aufschmilzt.
3. Notkühleinrichtung nach Anspruch 1 oder 2, bei der die Grenztemperatur 800 °C bis 1000 °C, insbesondere 900 °C, be- trägt.
4. Notkühleinrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprü¬ che, bei der die Flutleitung (4,4a) geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) mit dem Flutbehälter (8) verbunden ist.
5. Notkühleinrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprü¬ che, wobei die Flutleitung (4,4a) außerhalb des Reaktordruck¬ behälters (2) ein Zusatzverschlußelement (16) aufweist, wel¬ ches die Flutleitung (4,4a) verschließt und diese oberhalb einer Zusatzgrenztemperatur freigibt.
6. Notkühleinrichtung nach Anspruch 5, bei der die Zusatz¬ grenztemperatur niedriger als die Grenztemperatur ist.
7. Notkühleinrichtung nach einem der Ansprüche 5 oder 6, bei der die Zusatzgrenztemperatur zwischen 400 °C und 600 °C, insbesondere bei 500 °C, liegt.
8. Notkühleinrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprü¬ che, die in einer Siedewasserreaktor-Anlage angeordnet ist.
9. Notkühleinrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprü¬ che, wobei die Flutleitung (4,4a) eine in den Reaktordruck¬ behälter (2) hineinführende Kernflutleitung (4a) ist, bei der das Verschlußelement (5a) ein Dichtelement (9) hat, welches durch den in dem Reaktordruckbehälter (2) herrschenden Reak¬ tordruck in die Auslaßöffnung (6a) gedrückt wird.
10. Notkühleinrichtung nach Anspruch 9, bei der die Ausla߬ öffnung (6a) und das Dichtelement (9) zueinander paßförmig und konisch ausgebildet sind.
11. Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns (3) einer Kernreaktoranlage, welcher innerhalb eines Reaktordruckbe¬ hälters (2) angeordnet ist, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß bei Über¬ schreiten einer in dem Reaktordruckbehälter (2) herrschenden Grenztemperatur über eine Kernflutleitung (4a) , die geodä¬ tisch oberhalb des Reaktorkems (3) mit einem Flutbehälter (8) verbunden ist, Kühlmittel (11) in den Reaktordruckbehäl- ter (2) eingeführt wird, wobei die Kernflutleitung (4a) in¬ nerhalb des Reaktordruckbehälters (2) eine Auslaßöffnung (6a) besitzt, die während des normalen Betriebes der Kernreaktor¬ anlage mit einem passiv öffnenden Verschlußelement (5a) ver¬ schlossen ist und die oberhalb der Grenztemperatur freigege- ben wird, wodurch eine Kühlung des Reaktorkerns (3) in Gang gesetzt wird.
12. Verfahren zur Notkühlung eines Reaktorkerns (3) einer Kernreaktoranlage, welcher innerhalb eines Reaktordruckbehäl¬ ters (2) angeordnet ist, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t, daß bei Über- schreiten einer in dem Reaktordruckbehälter (2) herrschenden Grenztemperatur über eine Flutleitung (4) , die geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) mit einem Flutbehälter (8) ver¬ bunden ist, ein den Reaktordruckbehälter (2) einschließender Sicherheitsbehälter (2) mit Kühlmittel (11) bis geodätisch oberhalb des Reaktorkerns (3) geflutet wird, wobei die Flut¬ leitung (4) eine Auslaßöffnung (6) besitzt, die an einer Außenwand (12) des Reaktordruckbehälters (2) angeordnet und während des normalen Betriebes der Kernreaktoranlage mit ei¬ nem passiv öffnenden Verschlußelement (5) verschlossen ist und die oberhalb der Grenztemperatur freigegeben wird, wo¬ durch die Flutung in Gang gesetzt wird.
PCT/DE1995/001352 1994-12-23 1995-09-29 Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns WO1996020486A1 (de)

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