DE1614631A1 - Kernkraftwerksanlage - Google Patents
KernkraftwerksanlageInfo
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- DE1614631A1 DE1614631A1 DE19671614631 DE1614631A DE1614631A1 DE 1614631 A1 DE1614631 A1 DE 1614631A1 DE 19671614631 DE19671614631 DE 19671614631 DE 1614631 A DE1614631 A DE 1614631A DE 1614631 A1 DE1614631 A1 DE 1614631A1
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/008—Pressure suppression by rupture-discs or -diaphragms
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- G—PHYSICS
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- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Description
Kernkraftwerk ρ a η I a g» e
Die vorliegende Erfindung bezieht sioh" auf eine Kernkraftwerksanlage
mit wasser- bzw. dampf gekühl tem Kernreaktor, bei de-rd.er druckführende
Primärkreislauf einschließlich Dampferzeugern von einem
geschlossenen biologischen-"Schild aus massiven Betonwänden um-^
geben ist, die mit Platzmembran«!! verschlossene Druckausgleichs-
" ■ . 1
Öffnungen enthalten und dies,e Anordnung ihrerseits in einem großen ;
druekfesten Reaktorsicherheitsgebäude untergebracht ist. Das
große» meist zylinder« oder kugelförmige Reaktorsicherheitegebäude,
das z.B. aus Stahl oder aus Spannbeton gefertigt sein kann,* j
hat dabei die Aufgabi» die bei einem größeren Reaktorunfall austretenden
Bftjnpfmengen, die mit radioaktiven Stoffen verseucht
009027/0405
BAD 0.RiGlNAL
HU/Fra
sein können, vor ihrem Austritt an di« Umgebung zu hindern, da-.mit
also eine Kontamination der Umgebung des Kernkraftwerkes und damit auch eine Gefahr für die Bevölkerung zu vermeiden.
Es 1st bereits vorgeschlagen worden, zur Erniedrigung des Auslegungsdruckes
des Sicherheitsgebäudes Kondensationseinrichtungen für den beim größten anzunehmenden Unfall, 2.B. beim Bruch einer
Hauptrohrl-eitung aus dem Primärkreislauf austretenden Dampf anzuwenden. Der einwandfreie sicherheitstechnische Nachweis der
Funktionstüchigkeit einer solchen Einrichtung ist jedoch schwierig
und die umfangreichen Druckausgleichseinrichtungen zehren einen großen Teil der erwarteten Einsparungen wieder auf, so daß in
vielen Anwendungsfällen der Volldruck-Sicherheitsbehälter vorgezogen
wird. ' v
Aus Gründen der Wartung und auch beim Brennelementabtransport
wird das Gebäude eines derartigen Leistungsreaktors* öfters betreten,
während der Reaktor selbst in'Betrieb ist und unter Druck
steht. Es ist äußerst unwahrscheinlich, daß während"dieser Zeit
ein großer Unfall eintritt. Man k'ann sich eher vorstellen, daß
am Primärkreis ein kleineres Leck entsteht, wie z.B. durch das Abreißen eines Regelstabantriebes. In diesem Pail wird nach dem
Reißen der.Platzmeobranen auch der Betriebsraum stark vernebelt,
und das Betriebspersonal kann, ganz abgesehen von der Hitzewir- >
kung, die Sicht zum Ausgang verlieren« Außerdem besteht di« Gefahr der Vergiftung mit radioaktiven Stoffen, insbesondere mit
Tritium im Falle von mit Schwerwaeser gekühlten Reaktoren,
' ' ' ■ -"r -" BAD CR3GitiAL V
. ■ - 2 - , Mü/Fr·
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SsI^..iWenn auch das Reaktorsicherheitsgebäude die Umgebung «ines Kern v
" iraftwerks bei einem auftretenden Unfall wirksam schützt, so ist
doch auch für das Betriebsperspnal ein wenigstens zeitlich bev
---■ grenzt er Schutz dringend erwünscht, der es ihm erlaubt, das Reaktorgebäude
ungefährdet -zu verlassen.
Die Lösung dieser Aufgabenstellung wird mit relativ geringem Kostenaufwand dadurch, erreicht, daß erfindungsgemäß wenigstens
anfänglich wirkende Kondensationseinrichtungen für das im Falle eines kleineren Lecks austretende dampfförmige Reaktorkühlmittel
vorgesehen sind. Unter verschiedenen Möglichkeiten zur Erreichung üieser Kondensation, werden die nachstehenden Beispiele näher aus-,
geführt und anhand der Figur beschrieben.
Die Figur zeigt einen Querschnitt durch ein Reaktorsicherheitsgebsude
6, dem u.a. der eigentliche Kernreaktor 1, die Dampferzeuger
2 und das Absetzbecken 3 untergebracht sind. Die druckführenden
Anlagenteile des Primärkreislaufes sind von den übrigen Betriebsräumen durch starke Betonwände abgetrennt, die gleichzeitig
als. biologischer Schild zum Schütze des Betriebsperspnais während des normalen Betriebes des Kraftwerks dienen. In dieser
Figur ist weiterhin eine Manipulierbrücke 5 eingezeichnet", mit deren Hilfe die aus dem Reaktor 1 entfernten verbrauchten Brennelemente
im Absetzbecken 3 gelagert werden. Dieses Becken ist
zur Abführung der Restwärme aus den Brennelementen sowie zur Abschirmung mit Wasser"gefüllt. Die einzelnen Primäranlagenräume
. Bind mit im Normalfall durch Platzmeitfbranen 4-5 bzw. technisch
.- -äquivalente Mittel abgeschlossene Druckausgleichsöffnungen 40 mit-
,''*"■■ BAD OSiGiNAL .·
'■·..' - 3 - Mü/Fra
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c PLA 67/1554
16U631
einander verbunden. Ähnliche Druckausgleichsöffnungen 41 führen auch in den Innenraum des Sicherheitsbehälters 6, also in Räume,
die vom Betriebspersonal begehbar sind. Pur den Schutz des Bedienungspersonals
ist es nun notwendig, daß diese Druckausgieichsöffnungen in den ersten Minuten nach einem kleineren Dampfausbruch
in den PrimäranlagenrSumen noch nicht öffnen, es sind daher
weitere Druckausgleichsöffnungen 42 und" 43 vorgesehen, die bereits bei geringeren Differenzdrücken ansprechen und zu Kondensations-
* einrichtungen führen, die einen weiteren Druckanstieg zunächst verhindern.
In der linken Hälfte der Figu.r wird die Kondensation des austretenden
Dampfes durch Einleiten desselben in die Wasserfüilung des Brennelementabsetzbeckens 3 bewerkstelligt. Die Druckausgleichsöffnungen
42 sind zu diesem Zweck mit Rohrstutzen versehen, die knapp unter dem Wasserspiegel münden. Ihre Anordnung ist dabei
selbstverständlich so getroffen, daß sie die Bewegung der Manipulierbrücke
5 mit den daranhängenden Brennelementen beim Brennelementwechsel nicht behindern kann.
Eine weitere Möglichkeit ist in der rechten Hälfte der Figur dargestellt.
Dort führen die Druckausgleichsöffnungen 43 und 44, die
ebenfalls normalerweise mit Platzmembranen verschlossen sind, zu wörmeisoiierten Eisstapeln 7, die beispielsweise aus einer Vielzahl
von kleinen Eiswürfeln bestehen. Diese sind in ihrem Inneren mit einer großen Zahl von Luftdurchtrittekanälen versehen, so daß "
eich eine große Kondensationsfläche im Falle einer Dampfbildung
im Primäranlagenraum ergibt. Die Wärmeisolierung dieser Eiestapel
- 4 - BAD ORJQINAL Mü/Fra
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«τ PLA-67/1554
ist dabei so angebracht, daß sie durch den austretenden Dampf
' leicht weggeblasen werden kann. Selbstverständlich sind diese
Eisstapel an ein Kühlaggregat angeschlossen, dessen Leistung aber wegen der Wärmeisolierung nicht groß zu sein braucht. Unterhalb
der Eisstapel 7 sind zusätzlich Auffangwannen 71 für abtropfendes
Kondensat vorgesehen, die besonders dann von Wichtigkeit sind, wenn es sich um die Kondensierung von Schwerwasserdampf handelt. , ■
Selbstverständlich sind auch noch andere Ausführungsmöglichkeiten
und Einrichtungen zur Kondensation des austretenden lasserdampfes
möglich, so kann z.B. auch ein Vorratsbecken für dig Notein-
speisung zur Kondensation herangezogen werden« Allen diesen Lösungen
ist gemeinsam, daß bei kleineren Schäden mit verhältnismäßig
einfachen Einrichtungen ein Austreten ton Wasserdampf in
die begehbaren Betriebsanlsgenräume wenigstens für solche Zeiträume verhindert wird, die dem Betriebspersonal die Möglichkeit
geben, diese ohne Hast und Gefahr zu verlassen und dabei evti*
zusätzlich weitere für den "Betrieb der Anlage zweckmäßig^ Maßnahmen
durchzuführen.
4 Patentansprüche
1 Figur
1 Figur
BAD ' - 5 - MU/Fr*
Claims (1)
- PLA 67/1554Patentansprüche^) Kernkraftwerk sanlege mit wasser- "bzw. äampfgekühltem Reaktor, bei der der druckfUhrende Primärlcreisiauf samt Dampferzeugern von einem geschlossenen biologischen Schild aus massiven Beton-wänden umgeben ist, die mit Platzmembranen oder gleichwertigen Mitteln verschlossene Druckausgleichsöffnungen enthalten, und diese Anordnung ihrerseits in einem großen druckfesten Reaktoreicherheitsgebäude untergebracht ist, dadurch gekennzeichnet, daß zum Schutz des Betriebspersonals innerhalb des Reaktorsicherheitsgebäudes wenigstens anfänglich wirkende Kondensationseinrichtungen für das im Falle eines kleineren, Lecks austretend^ dampfförmige · Reaktorkühlmittel vorgesehen sind.Kernkraftwerksanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein Teil der mit Platzmembranen bzw. äquivalenten Mitteln verschlossenen Druckausgleichsöffnungen für einen niedrigeren Ansprechdruck als die übrigen ausgelegt und mit Kanälen verbunden ist, die unterhalb des Wasserspiegele des Brennelementab- * setzbeckens oder eines anderen Wasservorrate im Reaktorsich'erheitsbehälter münden. , ι ...Kernkraftwerkeanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Teil der mit Platzmembranη bzw* äquivalenten Mitteln verschlossenen Druckauegleichsöffnungen tu während des'1 ; ORiGlNAL Vf;- 6 - Mtt/Fri;67/1554 ·'££--..':; formalbetrietes wärmeiBolierten, luftdurchläsfilgen und groß- *> flächigen Eis stapeln l'üiirt. · - ·4* Kernkraftwerksanlage nach Anspruch 3* dadurch gekennzeichnet, daß die Eisstepel an Kältemaschinen angeschlossen und mit Sammelbehältern für abtropfendes Kondensat verbunden sind.- 7 - . MU/Pra ·00 38 2 7/0A83Leerseite
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE1614631A DE1614631C3 (de) | 1967-10-14 | 1967-10-14 | Kernkraftwerksanlage |
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| GB48650/68A GB1237390A (en) | 1967-10-14 | 1968-10-14 | Nuclear reactor installations |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE1614631A DE1614631C3 (de) | 1967-10-14 | 1967-10-14 | Kernkraftwerksanlage |
Publications (3)
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| DE1614631C3 DE1614631C3 (de) | 1974-05-09 |
Family
ID=5682010
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
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Country Status (3)
| Country | Link |
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| FR (1) | FR1589740A (de) |
| GB (1) | GB1237390A (de) |
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| DE2220486A1 (de) * | 1972-04-26 | 1973-11-15 | Siemens Ag | Kernreaktor |
| WO2007101504A1 (de) * | 2006-03-07 | 2007-09-13 | Areva Np Gmbh | Kerntechnische anlage sowie verschlussvorrichtung für deren sicherheitsbehälter |
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- 1968-10-02 FR FR168507A patent/FR1589740A/fr not_active Expired
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| CN101395678B (zh) * | 2006-03-07 | 2012-08-22 | 阿利发Np有限公司 | 核技术设备以及用于其安全容器的闭锁装置 |
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
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| FR1589740A (de) | 1970-04-06 |
| GB1237390A (en) | 1971-06-30 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
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| C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
| E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
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