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DE1614631A1 - Kernkraftwerksanlage - Google Patents

Kernkraftwerksanlage

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Publication number
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
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
power plant
nuclear power
reactor
pressure
pressure equalization
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
DE19671614631
Other languages
English (en)
Other versions
DE1614631B2 (de
DE1614631C3 (de
Inventor
Karl Groellinger
Dipl-Ing Hans-Peter Schabert
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Siemens Corp
Original Assignee
Siemens Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
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Publication date
Application filed by Siemens Corp filed Critical Siemens Corp
Priority to DE1614631A priority Critical patent/DE1614631C3/de
Priority to FR168507A priority patent/FR1589740A/fr
Priority to GB48650/68A priority patent/GB1237390A/en
Publication of DE1614631A1 publication Critical patent/DE1614631A1/de
Publication of DE1614631B2 publication Critical patent/DE1614631B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE1614631C3 publication Critical patent/DE1614631C3/de
Expired legal-status Critical Current

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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/008Pressure suppression by rupture-discs or -diaphragms
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

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,
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0O9827/0A83
νψ-Λ-. ' j · ; 1Ε1Α631" -■■'*"■ ;
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-
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'■·..' - 3 - Mü/Fra
' - ' 009 827/0483 [
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 009827/(H83
«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
BAD ' - 5 - MU/Fr*

Claims (1)

  1. PLA 67/1554
    Patentansprüche
    ^) 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 7/0A83
    Leerseite
DE1614631A 1967-10-14 1967-10-14 Kernkraftwerksanlage Expired DE1614631C3 (de)

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DE1614631B2 DE1614631B2 (de) 1973-09-20
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DE1614631B2 (de) 1973-09-20
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