DE2241303A1

DE2241303A1 - Kernreaktor-sicherung

Info

Publication number: DE2241303A1
Application number: DE2241303A
Authority: DE
Inventors: William S Leedy; Frederick J Pocock
Original assignee: Babcock and Wilcox Co
Current assignee: Babcock and Wilcox Co
Priority date: 1971-09-01
Filing date: 1972-08-23
Publication date: 1973-03-15
Also published as: LU65973A1; NL7211781A; US3819476A; CH578231A5; CA968075A; JPS5136430B2; GB1391090A; NL172603B; IT962552B; FR2150856A1; ES406221A1; FR2150856B1; NL172603C; DE2241303B2; JPS4833295A; BE788187A; DE2241303C3

Description

Anmelder; The Babcock & Wilcox Company

161 East 42nd Street, New York, N.Y. 10017 - USA

Titel:

Kernreaktor - Sicherung

Diese Erfindung betrifft eine Kernreaktor-Sicherung und insbesondere auf eine druckmindernde Dekontaminierungssprühung, die Radiojod aus der Atmosphäre innerhalb eines Kernreaktor-Sicherheitsgebäudes und dergleichen absaugt. .

Kernreaktoren für Energieerzeugung sowie auch für Plutoniumerzeugung, Forschung und andere Zwecke besitzen gewöhnlich eine Füllung aus spaltbarem Uran in einer oder mehreren Gruppen von Stäben, die innerhalb eines Reaktorbehälters gelagert sind. Das spaltbare Material innerhalb der einzelnen Brennstäbe wird außerdem häufig durch eine UmfangshUlse aus Zirkonlegierung, nichtrostendem Stahl oder einem anderen geeigneten Werkstoff geschützt. Die Wärme, die durch den neutroneninduzierten Spaltprozeß innerhalb des Kernbrennstoffs erzeugt wird, wird bei Druck-

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wasserreaktoren dadurch abgeführt, daß bei Hochdruck-Primärkühlwasser über die einzelnen Stäbe geleitet wird. Das Primärkühlmittel nimmt dabei die Wärme aus den Stäben auf, und diese Wurme wird durch konventionelle Vorrichtungen in Nutzarbeit, z. B. Elektroenergie, umgewandelt.

Im Interesse der öffentlichen Gesundheit und Sicherheit sowie wegen der bedeutenden Investition, die ein Kernreaktor darstellt, sind viele Überlegungen über die Merkmale der wahrscheinlichen Unfälle und über die Verfahren angestellt worden, mit denen man die Wirkungen dieser wahrscheinlichen Unfälle beherrscht. In diesem Zusammenhang ist oft ein Kuhlmittelausfall vorausgesetzt worden, bei dem für die Zwecke der Sicherheitsbeurteilung angenommen wird, daß der Reaktorkern sein Primärkuhlmittel verloren hat. Man glaubt, daß ein Unfall dieser Art zu einer plötzlichen Erhöhung der Brennstabtemperatur und zu einem BrennstabhUlsenbruch fuhren kann.

Als Folge dieser Untersuchungen ist die Aufstellung von Reaktorkern-Flutungsbehältern empfohlen worden, um den Kern mit "Bor"-Wasser zu fluten. Das Wasser stellt dabei natürlich ein Notkühlmittel für den Kern dar. Das in der Lösung vorhandene Bor - in typischer Weise durch den Zusatz von 1,22 Gew.-/£ Borsäure (HJ8O_) erreicht - fängt außerdem Neutronen innerhalb des Kerns ein und vermindert dadurch die Reaktorleistungshöhe. Der Reaktorkern wird dennoch weiterhin "Verfallswärme " erzeugen, in erster Linie infolge des radioaktiven Verfalls der Spaltprodukte, die sich in dem Brennstoff ansammeln. Somit muß das Borwasser eine beträcht-

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liehe Zeitlang nach dem Kühlmittelausfall über Wärmetauscher weiter umgewälzt werden, um diese Verfallswärme abzuführen.

Unter diesen Umständen ist es fast sicher, daß bei einem eintretenden Brennstab-Hülsenbruch radioaktive Spaltprodukte in die Atmosphäre um den Reaktorbehälter gelangen. Untersuchungen haben z. b. gezeigt, daß der Spaltproduktvorrat in dem Kern einer typischen Kraftanlage zu 1000 MW _Ά eine Aktivität von 1,1 χ 10 Curie

el

erreichen kann. Es hat weiter den Anschein, daß Jod und andere

Halogene 7,5 χ 10 Curie dieser Aktivität ausmachen. Um diese bedeutende Quelle radioaktiver Kontaminierung bei einer zufälligen Freigabe zu vermindern, sind deshalb Verfahren entwickelt worden, die das Jod und die Jodverbindungen, von denen Methyljodid

(CH₀I) typisch ist, aus der Umgebung des Reaktorbehälters abzuo

saugen.

Zu diesem Zweck werden Reaktoren oft in einem "Sicherheits-" Gebäude untergebracht, das konstruiert ist, um den Reaktor von der Atmosphäre außerhalb der Konstruktion bei einem Unfall abzusperren« Eine solche Absperrung des Reaktors begrenzt die Verbreitung radioaktiver Spaltprodukte auf den unmittelbaren Raum um den Reaktorbehälter herum. Da bei einem KUhlpittelausfall das Sicherheitsgebäude wahrscheinlich Frischdampf bei Drücken ausgesetzt wird, die Über dem atmosphärischen Druck liegen, werden oft Kaltwassernebel- oder -sprUhsysteme eingebaut, um den Dampf innerhalb des Gebäudes zu kühlen und zu kondensieren und um auf diese Weise den Dampfdruck herabzusetzen sowie die Luftdichtigkeit des Sicherheitssystems zu erhalten.

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Es ist weiterhin bekannt, chemische Lösungen dem Sprühnebel zuzusetzen, um weiterhin bei der Dekontaminierung und Jodabsaugung behilflich zu sein. Eines der wirksameren Jodabsorptionsmittel ist in dem Bor-Sprühwasser ein Gemisch aus 1 Gew.-% Natriumthiosulfat (Na₀S₀U ). Der Strahlung oder hohen Temperatur ausgesetzt, neigt jedoch der Säurecharakter des Borwassers dazu, die Qualität des Natriumthiosulfats in der Lösung zu mindern, wodurch ein Schwefelniederschlag erzeugt und die Jodabsorptionswirkung (oder Äquivalenz) des Mediums verringert vj.rd. Um dieses Problem zu läsen und eine stabilere Natriumthiosulfatlösung zu schaffen, ist Ätznatron (NaOH) dem Sprühnebel zugesetzt worden, um die saure Flüssigkeit in eine basische Lösung mit einem pH-Wert von etwa 9,5 umzuwandeln. In diesem Zusammenhang ist der pH-Wert ein gewisses Maß fUr den sauren r -x basischen Charakter eines Mediums. Neutrale Lösungen haben ei.<en pH-Wert von 7; saure Lösungen haben einen pH-Wert von weniger als 7, während alkalische Lösungen einen pH-Wert von größer als 7 haben.

Die chemische Reaktivität von Ätznatron und Aluminium ist ziemlich groß und fuhrt zu der Entwicklung von Wasserstoffgas· Um den Vorteil eines wirksamen Radiojod-Dekontaminierungsmittels zu haben, sind deshalb notwendig, Aluminiumeinrichtungen und Aluminiumkonstruktionsteile in dem Sicherheitsgebäude nicht zuzulassen, damit eine Zerstörung der erforderlichen Sicherheitseinrichtungen vermieden oder damit die Ansammlung von Stickstoffgas innerhalb des Sicherheitsgebäudes in einer explosiven Konzentration ausgeschaltet wird.

Die wirtschaftlichen und technischen Nachteile durch diesen Ausschluß des Aluminiums sind ziemlich groß. So müssen z. B. in

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einigen Fällen innerhalb des gesamten Sicherheitsgebäudes Materialien verwendet werden, die teurer und weniger wirksam als Aluminium sind; ein typisches derartiges Material ist nichtrostender Stahl. Erläuternd sei darauf hingewiesen, daß in Sicherheitsgebäuden eine reflektierende Isolierung aus thermisch weniger wirksamen und kostenmäßig teurerem nichtrostendem Stahl eingesetzt worden ist, um diese mögliche Aluminiumkorrosionsschwierigkeit zu umgehen. Um eine gewisse quantitative Vorstellung von der Größe dieses Problems zu vermitteln, sei gesagt, daß die freiliegende reflektierende Isolierfläche eines gewerblich betriebenen Kernreaktors häufig 18.000 Quadratmeter Überschreitet.

Zwei Wege sind beschritten worden, um dieses Problem zu lösen. Eine intensive Forschung ist durchgeführt worden, um Substanzen zu finden, die nicht nur eine geeignete Affinität für Jod- und Jodverbindungen besitzen, sondern auch chemisch mit mehr wünschenswerten Materialien für die Innenausstattungen von Sicherheitsgebäuden vereinbar sind. Diese Untersuchungsreihe hat dazu geführt, daß mehrere Verbindungen gefunden wurden, von denen jedoch alle ein Merkmal zu haben scheinen, das zu beanstanden ist. Hydrazin (N₉H.) z.U. ist ein ausgezeichnetes Jod- und Jodid-Absorptionsmittel. Es ist jedoch durch unannehmbare Strahlungs- und Temperatur-Unbeständigkeiten gekannzeichnet. Es ist auch eine Wasserstoffgas-Absorptionsapparatur vorgeschlagen worden, um das Explosionspotential innerhalb des Sicherheitsgebäudes zu vermindern. Einrichtungen dieser Art sind jedoch teuer und weisen andere praktische Nachteile auf.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Möglichkeit zu

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schaffen, die Vorteile einer stabilen Natriumthiosulfat-SprUhlösung mit denen der Aluminiumeinrichtungen und Aluminium-Konstruktionsteile von Sicherheitsgebäuden zu verbinden.

Diese Aufgabe wird erfindungsmäßig dadurch gelöst, daß der SprUhlösung ein geeignetes Aluminiumkorrosionsschutzmittel zugesetzt wird.

Es ist z. B. experimentell nachgewiesen worden, daß der Zusatz von weniger als 0,1 Gew.-% Natriumsilikat (Na„SiO_) oder Wasserglas zu der SprUhlösung die Aluminiumkorrosion um mehr als 99 % herabsetzt. Dementsprechend erlaubt in einer typischen AusfUhrungsform der Erfindung eine SprUhlöaung, die aus 1 Ge*.-% Natriumthiosulfa , 1,22 Gew.-% Borsäure, 0,528 Gew.-% Ätznatron und 0,1 Gew.-# Natriumsilikat zusammengesetzt ist, die Verwendung von Aluminium innerhalb des Sicherheitsgebäudes in den Fällen, fUr die es bevorzugt wird.

Andere Aluminiumkorrosionsschutzmittel können anstatt des obengenannten Natriumsilikat· verwendet werden. Das herausragende Merkmal dieser Schutzmittel ist die Wirkung, mit der sich «ine Aluminiumkorrosion in einer Grundlösung verhindern, ohne ernsthaft die Jod-Absorptionsäquivalenz des gelösten Natriumthiosulfats zu verringern.

Im einzelnen umfaßt eine AusfUhrungsform der Erfindung einen Kern*· reaktor-Druckbehälter, der einen Kern aus Spaltmaterial besitzt.

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Wenigstens ein Reaktorkern-Flutungsbehälter ist angeschlossen, um Borwcsser in den fern bei einem Kühlmittelausfall zu leiten· Um Verfallswärme nach detn anfänglichen Kermfluten abzuführen, rezirkulierer» Pumpen das Boswassex vop dera üferia ub@% Kühler^ die ihrerseits die Wärme asu die Ätffl©splhär©-©der ®sj ©inan ©faderen geeigneten WSrnseG^leitex abgebosso ß>©@ aswehMiviaesvia© SprUhsystem ist ebenfalls an das Borwasser~Reg3.rkiyI@t£©n§sy8t©isi ongesehlossen»

Sprühpumpen saugen Borwasser aus dera Ragirteletiomssystem an und mischen dieses Wasser mit einer ÄtzswifcsOnlSsung, nsra das saure Rezirkulationsmedium in ein solches mit eines ^mischen pH-Wert von etwa 9,5 zu verwandeln. Dieses Ätznatron wird im Übrigen ein©ia Vorratsbehälter entnommen, der an dos SprUhsy©iem angeschlossen ist.

Das kühle Grundgemisch aus Borsäure und Ätznatron wird in den Leitungen des SprUhsystems mit einer geeigneten Konzentration von Natriurathiosulfat versetzt, aiii die notwendige Jod-Absorptionsfähigkeit aufzuweisen.

Nach einem weiteren Msrkoml der Erfindung wird eine wässrige Lösung von Natriumsilikat oder Wasserglas mit der Sprühflüssigkeit in einer Konzentration von etwa 0,1 Gew_a-% und vorzugsweise 0,075 Gew.-/S vermischt, um eine Mutniniumkorrosion ϊά dem Sicherheitsgebäude zu verhüten. Die Reaktorgebäude-SprOhpympen drücken das ganze Gemisch in das Sicherheitsgebäude über eine Reihe von Nebel- oder Sprühdüsen, die in der Mähe des Dachs angeordnet sind. Die Sprühwng

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neigt dazu, den Dampf in der Atmosphäre zu kondensieren und durch eine Verringerung des Gebäudeinnendrucks die Luftdichtigkeit des Sicherheitsgebäudes zu erhalten. Außerdem nimmt das Natriumthiosulfat in den Sprühnebel Jod und Jodverbindungen aus dem Dampf-Luft-Gemisch auf. Dieses Kondensat läuft schließlich zu einer niedrigen Stelle oder einem Notsumpf in der Reaktorgebäudekonstruktion ab; daraus saugen die VerfallswärmeabfUhrungspumpen und die Reaktorgebäude-SprUhpumpen ab, um das Medium durch den Reaktorkern und die SprUhdUsen zi rezirkulieren. Dieser Vorgang wird fortgesetzt, bis die Verhältnisse innerhalb des Sicherheitsgebäudes genUgend stabil und sicher geworden sind, damit andere Dekontaminierungs- und Reparaturverfahren eingeleitet werden können.

Ein AusfUhrungsbeirpiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt und wird im folgenden näher beschrieben. Es zeigen:

Fig. 1 ein Schema eines, typischen Reaktorgebäude-Sprühsystems·

Das Reaktor-Sicherheits-Gebäude 10 besteht aus Stahlbeton und ist ■it einer luftdichten Membrane aus nichtrostendem Stahl ausgekleidet, um zu vermeiden, daß in dem unwahrscheinlichen Fall eines zufälligen Austritts radioaktive Spaltprodukt· in die Atmosphäre gelangen können.

Das Reaktorgebäude 10 ist vorgespannt, um eine begrenzte Höhe inneren Dampf-Überdrucks aushalten zu können. In Übereinstimmung mit den . Verhältnissen des vorausgesetzten Kuhlmittelausfalls wird der

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Dampf dadurch erzeugt, daß heißes, unter einem starken Druck stehendes Wasser aus einem Reaktorbehälter 11 in die auf atmosphärischem Druck stehende Luft innerhalb des Gebäudes 10 austritt. Unter diesen Verhältnissen entspannt sich das in dem Behälter 11 unter einem starken Druck stehende Wasser zu Dampf.

Wie bereits zuvor erwähnt, besteht der Reaktorkern 12 innerhalb des Behälters 11 aus einer oder mehreren Gruppen einzelner Brennstäbe (nicht dargestellt). Die durch Neutronenreaktionen in dem Brennstoff innerhalb dieser Stäbe erzeugte Wärme wird an unter Druck stehendes Primärkuhlwasser abgegeben, das seinerseits die Brennstabtemperatur innerhalb annehmbarer Grenzen hält.

Bei dem angenommenen Kuhlmittelausfall verursacht ein Bruch oder eine undichte Stelle in dem Primärkühlmittelsystem das Entweichen von Dampf in den Luftraum innerhalb des Gebäudes 10. Der Dampf erzeugt eine offensichtliche Erhöhung des Innendrucks, den das Gebäude 10 ausgesetzt ist. Bei diesen offensichtlichen Druckerhöhungen auf z. B. 2 kg/cm wirkt automatisch ein nicht dargestellter DruckfUhler, um den Kern 12 mit Borwasser aus den Kernflutungsbehältern 13 und 14 zu fluten. Das Wasser, mit dem diese Behälter gefüllt sind, fließt durch die Leitungen 15 bzw. 16 Über zugehörige Schieber 17 und 20 sowie Rückschlagklappe!! und 22. Die Leitungen 15 und 16 durchlaufen dann Durchtritte in einem biologischen Strahlungsschirm 23 sowie zugehörige Rückschlagklappen 24 und 25 innerhalb des Schires 23, bevor sie in den Behälter 11 münden. Schwerkraft und Stickstoffgas unter einem genügend hohen Druck in den Behältern 13 und 14 drücken das Bor-

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wasser in den Kern 12 und kühlen dadurch die Brennelenente auf eine konstruktiv zulässige Temperatur.

Das Borwasser senkt die Reaktorleistungshöhe, weil Bor eine wesentlich höhere Wahrscheinlichkeit des Auffangs von im thermischen Gleichgewicht zu der unmittelbaren Umgebung stehenden Neutronen hat als irgendein anderes Element, das innerhalb des Kerns 12 vorhanden ist. Somit verhindert das Bor durch den Einfang einer unregelmäßigen Anzahl von Neutronen den Fortgang und die Fortpflanzung der Neutronenspaltreaktionskette. Auf diese Weise wirkt das Bor im wesentlichen als ein "Gift", das dazu neigt, den Reaktor zu entaktivieren und damit seine Leistung herabzusetzen. Dementsprechend fuhrt die Flutung dazu, daß die Leistungshöhe des Reaktorkerns sofort auf einen bedeutend niedrigeren Wert herabgesetzt wird.

Das Verfallsverfahren, das die meisten der Spaltprodukte kennzeichnet, die sich innerhalb des Reaktorkerns 12 während des Leistungsbetriebs ansammeln, erzeugt jedoch weiterhin wesentliche Wärmemengen, obwohl das Bor im wesentlichen die durch Neutronen induzierten Spaltreaktionen beendet hat. Diese durch die Halbwertzeit der Spaltprodukte bestimmte Verfallswärme wird in einem stetig abnehmenden Maße eine beträchtliche Zeitlang befreit, nachdem das Bor beinahme die Neutronenspaltaktivität innerhalb des Kerns 12 beendet hat.

Um diese Verfallswärme abzuführen, wird ein Verfahren vorgesehen, bei dem Sprühflüssigkeit, die weiter unten im einzelnen beschrieben wird. Dampfkondensat und Borwasser, das z. B. aus einer Bruch-

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stelle in dem PrimärkUhlmittelsystem ausgetreten ist, rezirkuliert werden. Diese Medien sammeln sich an einer auch Notsumpf 26 genannten tiefen Stelle des Reaktorgebäudes. Die Medien werden dann durch Leitungen 27 und 30 in Stränge gepumpt, die Schieber 31 bzw· 32 sowie Eintritte zu einzelnen Verfallswärmeabftihrungspumpen 33 und 34 einschließen. Jede dieser Pumpen drückt dann ein solches Medium Über entsprechende Rückschlagkiappen 35 und 36 in die zugehörigen Leitungen 27 und 30. Das Medium in der Leitung 27 strömt durch einen Verfallswärmekühler 37, wo es Wärme abgibt, um eine Temperatur von etwa 30 € zu erreichen« Diese gekühlte Flüssigkeit wird zu der Leitung 16 und dem Reaktorkern 12 durch einen Strang zurückgeleitet, der ein Durchgangsventil 41, einen Schieber 43 und eine Rückschlagklappe 45 einschließt. In gleicher Weise strömt das Medium in der Leitung 30 von dem Austritt der Pumpe 34 über den Verfallswärraekühler 40, ein Durchgcngsventil 42, einen Schieber 44 und eine Rückschlagklappe 46 zu der Leitung 15 und zu den Reaktorkern 12.

Da die Rezirkulation wahrscheinlich während einer relativ langen Zeit fortgesetzt werden muß, ist ein Borwasser-Vorratsbehälter 47 außerhalb des Reaktorgebäudes 10 vorgesehen, um u.a. Zusatznediun zur Verfügung zu stellen und somit die Verluste des Systems auszugleichen. In diesem Zusammenhang wird Messer, das eine Borsäurekonzentration von 1,22 Gew.-7ό enthält, von dem Behälter 47 durch eine Leitung 50 abgesaugt· Die Leitung 50 mündet in einen T-Stück 51, das das Medium aus dem Behälter 47 auf die Leitungen 52 und 53 aufteilt. Die Leitungen 52 und 53 sind an die Eintritte der jeweiligen Verfallswärraepumpen 33 und 34 angeschlossen. In der Leitung 53 strömt das Zusatz-Borwasser durch einen Schieber 54 und eine

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Rückschlagklappe 55. Zusatz-Borwasser in der Leitung 52 muß auch durch einen Schieber 56 und eine Rückschlagklappe 57 zu den Eintritt der Kreiselpumpe 33 strömen.

Es wird daran erinnert, daß bei einem Kuhlmittelausfall angenommen wurde, daß dos Druckwasser sich beim Austritt aus dem nicht dargestellten Primärkühlmittelsystem zu Dampf entspannt. Ein Sprühsystem 60 ist vorgesehen, um zu verhindern, daß der Dampfdruck einen Bruch verursacht, der die Luftdichtigkeit des Sicherheitsgebäudes 10 zerstören wlirde. Das Sprühsystem 60 sprUht einen Guß oder einen Nebel von verhältnismäßig kühlem Wasser mit einer Temperatur von z. B. 30 C in die innerhalb des Reaktorgebäudes 10 herrschende Atmosphäre aus, von der angenommen wird, daß sie mit Dampf und Luft gefüllt * t. Der Dampf kondensiert und vermischt sich mit dem SprUhnebel und strömt zu dem Notsumpf 26. Die auf die beschriebene Weise erfolgende Kondensation des Dampfes verringert notwendigerweise den Druck, der auf das Innere des Sicherheitsgebäudes 10 ausgeübt wird.

Genauer gesagt, die Kühlflüssigkeit wird in das Gebäude 10 aus Sprühdüsengruppen 61 und 62 gestrahlt, die mit einzelnen Leitungen 63 und 64 in der Nähe der Decke des Reaktorgebäudes 10 verbunden sind. Der Sprühdruck wird durch eine Reaktorgebäude-Sprühpumpe 65 aufgebracht, die mit der Leitung 63 verbunden ist, und durch eine Reaktorgebäude-Sprühpumpe 66, die mit der Leitung 64 verbunden i«t, Die Pumpe 65 saugt z. B. von der Sumpfleitung 30 und der Borwasser-Vorrotsbehälterleitung 53 an. An der Verbindung zwischen den Leitungen 30 und 53 strömen die Flüssigkeiten in die SprUhlei-

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tung 63 Über einen Strang, der einen Schieber 67 und eine Rückschlagklappe 70 einschließt, zum Eintritt der Pumpe 65. Die Pumpe 65 drückt das Medium durch einen Strang, der einen Kühler 68 und ein Durchgangsventil 71 außerhalb des Gebäudes 10 einschließt, dann durch einen Durchtritt in der Sicherheitskonstruktion und über eine Drosselklappe 72 innerhalb des Gebäudes 10 zu den Düsen 61. In gleicher Weise saugt die Reaktorgebäude-Sprühpumpe 66 von der Sumpfleitung 27 und von der Vorratsbehälterleitung 52 an. Das Medium strömt durch einen Schieber 73 und eine Rückschlagklappe 74 zu dem Eintritt der Pumpe 66. Die Pumpe 66 drückt die Flüssigkeit mit einem höheren Druck in die Leitung Das unter Druck stehende Sprühmedium in der Leitung 64 strömt durch einen Kühler 69, ein Durchgangsventil 75 und eine Drosselklappe 76, die auch innerhalb des Reaktorgebäudes 10 angeordnet ist, zu den Sprühdüsen 62.

Innerhalb des Sprühsystems wird das Borwasser in dem Vorratsbehälter 47 mit einer Ätznatronlösung gemischt, die in einem Behälter 80 gespeichert wird, um die Borsäurelösung in ein Medium umzuwandeln, das einen pH-Wert von etwa 9,5 hat. Das Ätznatron in dem Behälter 80 wird dem Borwasser Über eine nicht dargestellte automatische Regelung zudosiert, die auf einen beobachteten pH-Wert anspricht, indem sie die Ätznatronmenge regelt, um den gewünschten pH Wert von 9,5 einzuhalten. Wahlweise kann auch eine Handregeiung oder dergleichen benutzt werden, um eine Gewichtskonzentration von 0,528 % Ätznatron in dem Gemisch einzuhalten> Wie Ln der Zoichnunq dargestellt, wird die entsprechende Ätznatrortmotvje el tun Behälter 80 über eine Leitung 81 entnommen und zu einem

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T-StUck geführt,das die Lösung aufteilt und in eine Strömungsleitung 82 einführt, welche Über einen Schieber 83 und eine Rückschlagklappe 84 mit der Leitung 52 verbunden ist. In gleicher Weise wird der Rest der Ätznatronlösung, die an dem T-Stück eingetroffen ist, durch eine Strömungsleitung 85 über einen Schieber und eine Rückschlagklappe 87 zu der Strömungsleitung 53 geleitet.

In Übereinstimmung mit einem typischen Merkmal der Erfindung wird eine Natriumsilikatlösung von einem Vorratsbehälter 90 den GebäudesprUhleitungen 63 und 64 durch einen Strang zudosiert, welche eine Leitung 91 sowie ein T-Stück einschließt, das die Menge zwischen einer Ströeungsleitung 92, welche die Wasserglaslösung mit der Leitung 63 verbindet, und einer weiteren St ratings leitung 93 aufteilt, welche an die Reaktorgebäude-Sprühleitung 64 angeschlossen ist.

Die Strömungsleitung 92 wird wahlweise durch einen Schieber 94 und eine Rückschlagklappe 95 abgesperrt. In gleicher Weise wird die Ströaungsleitung 93 durch einen Schieber 96 und eine Rückschlagklappe 97 beeinflußt, die zwischen dem Behälter 90 und dem Eintritt in die Sprühpumpe 66 angeordnet sind. Natriumsilikat aus dem Behälter 90 wird vorzugsweise dem Ätznatron-Borsäure- und Wasser-Grundgemisch in einer Menge zugegeben, die etwa 0,075 Gew.->o dem gesamten Medium beisteuert. Diese Zudosierung kann automatisch durchgeführt werden oder von Hand, indem man die chemische Zusammensetzung des SprUhnebels beobachtet und entsprechend die Nfitriumsilikatmenge einstellt, die dem rezirkulierten Medium zugegeben wird, um die yewUnschten Anteile zu erhalten.

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in gleicher feis® wird 1 G@w₀*=^ Weitriwrathiosulfst der JLSswnG, eaus ein©® $atriusribhiosul'iF®t=-V©rxQt@b@hait©r 1ÜO Ober ©ine Äustritts-Isitwssg 101 zugesetzt_ff die dl® Lösung mit einem-Mengenvertsil-T=StOcIcverbindet:· Dos T<=Stüek teilt die ffatriumthioswlfintlösung zwischen einer Ströraungsleityng 102_? di© rait dsr Sprühieitumg über einen Schieber 103 und ©in© Rückschlagklappe 104 verbanden ist, und einer StrÖmungsleitung 1.0§ auf_f di© mit der Gebäudesprühleitung 64 über ©inen Schieber 10ό υηά sine Rückschlagklappe 107 verbunden ist,. Es.ist ayßerdera festgestellt wordein^ daß etwas Ätznatron der-NatriumthiosulfatlSsujreg während der Speieherwng zugesetzt werden sollte,' um den pH-Wert des gespeicherten Natriumthiosolfats auf etwa lQ_e5 zu halt©n₀ Vor der Reaktorprüfung oder dem Leistungsbetrieb werden all© Vorratsbehälter für das Spröhsystem mit den entsprechenden und anteiligen -Mengen von. Wasser und Reagentien gefüllt;' wie es oben besehrieben wurde, um die ge-'wünschten-Chemikalienkonzentrationen-in der R@zirkulationsflUssigkeit zu haben^ w@nn all© ^©sp®ieh©rtesi Medien vollständig gemischt ■sind.

Im Betrieb kSnnte ©in seg®m©HB@!ni©r Köblaittelsiüsfiall dwreh ©inen Bruch im Reekt©rb©höit@r 11 @intff©t@n₀ lira dies©r L®ge wird lioseesunter einem ©xtressi hoben Orisek^ 2o .B₀ im ά®τ Größenordnung von

IS) kg/cm , in die Atoaos-phlr® iRwerhsiIfe dies i©okt@sg@bi«d©s 10 entweichen. Unter di@s©n Uiaatiind-oii? wird d®@ Drwckwasser fost sofort zu Dompf entsponnen ymd das R©0kterg©böude_1O fSll@n_o Eira nieht dargestellter Druckfiihler innerhalb d@s Sieherheitsgsfeäudes wird

2 so eingestellt^ daß ©r z₀ B₀ auf ©lsi© ErhShsjng v©n 2 -kg/eia des atmosphärischen Drucke sträspriehtj indem ©r autoaatiseh einen auslöst und gewähr leistet j, d®ß das Gsbimd® 1© von

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abgesperrt wird. Der Fühler öffnet auch die Schieber 17 und 20, die mit den Kernflutungsbehältern 13 bzw. 14 verbunden sind, um das Borwasser in den Kern 12 zu fördern. Diese Flutung sollte damit beginnen, den Kern zu kühlen und die Reaktorleistungshöhe durch umfangreichen Einfang von thermischen Neutronen innerhalb des Bors der Flutungslösung zu senken.

Dieses Borwasser wird auch dazu neigen, in der gleichen Weise wie das Primärkühlmittel aus dem Reaktorbehälter 11 zu entweichen. Um den Dampfdruck innerhalb des Gebäudes 10 zu vernichten, werden außerdem entsprechende Ventile geöffnet und die GebäudesprUhpumpen 65 und 66 eingeschaltet; dieselben saugen dann kühles Medium mit einer Temperatur von etwa 30 C aus dem Sumpf 26 innerhalb des Gebäudes 10 und aus dem Borwasser-Vorratsbehälter 47 an, der außerhalb des Gebäudes liegt. Eine angemessen· Sprühlösungsmenge zu 30 C wird den Dampf in der Atmosphäre kondensieren und den Druck innerhalb des Sicherheitsgebäudes senken.

Wenn die Reaktorgebäude-Sprühpumpen 65 und 66 eingeschaltet sind, dann werden auch Ätznatron von dem Behälter 80, Natriumsilikat von dem Behälter 90 und Nctriumthiosulfat von dem Behälter 100 der Borwasserlösung zugesetzt, die zu den Sprühdüsen 61 und 62 gepumpt wird. Bei der dargestellten Ausführungsform der Erfindung werden diese Reagentien mit der Borsäurelösung in den bevorzugten Gewichtsprozentsätzen verbunden, weil die richtigen relativen Mengen an Reagentien und Wasser in den Behältern gespeichert werden, um dieses Ergebnis zu erzicJen, wobei auch ein angemessenes Volumen an Kühlwasser für die Zwecke der VerfallswärmeabfUhrung geliefert wird. Wenn das gonzf Gemisch in das Gebäude 10 in der beschriebenen

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Weise gesprüht ist, dann nimmt es viel Jod und Jodverbindungen auf/ die eventuell in die Gebäudeatmosphäre infolge eines Brennstabausfalls entwichen sind. Das Schutzmittel in der Grundlösung erlaubt es dem Sprühnebel, das Innere des Sicherheitsgebäudes abzubrausen, ohne eine weitverbreitete Aluminiumkorrosion zu erzeugen.

Wie in der einzigen Figur der Zeichnung dargestellt, laufen die Sprühlösung und das Dampfkondensat zu der tiefen Stelle oder dem Sumpf 26 innerhalb des Sicherheitsgebäudes 10 ab. Die Flüssigkeit in dem Notsumpf 26 wird über Leitungen 27 und 30 von den Verfallswärmepumpen 33 und 34 sowie den Reaktorgebäude-Sprühpumpen 65 und 66 abgesaugt. Diese Flüssigkeit wird entweder durch den Reaktorkern 12 Über die Verfallswärmekühler 37 und 40 geleitet oder durch das Gebäude 10 Über die Kühler 68 und 69 sowie die SprUhdUsen 61 und 62 umgewälzt. Vorzugsweise wird diese Umwälzung fortgesetzt, bis die Verhältnisse innerhalb des Sicherheitsgebäudes 10 so stabil geworden sind, daß eine weitere Pekontaminierung sowie Reparaturen durchgeführt werden können.

Während der Umwälzzeit ist es möglich, daß die Wirkung der Lösung dadurch abnimmt, daß sie dünner wird oder dergleichen. Dementsprechend können Proben der Lönung von Zeit zu Zeit entnommen und auf den chemischen Gehalt analysiert werden. Wenn die Lösung einem für die chemische Wirksamkeit gesetzten Maßstab nicht entspricht, dann kann das Umwälzmedium durch den Zueatz von entsprechenden Reagentien auf seine richtige Konzentration gebracht werden.

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Claims

PATENTANSPRUCHES

I«/Kernreaktorsicherung bestehend aus einem Reaktorbehälter, einem Reaktorkern innerhalb des Behälters, wenigstens einem Reaktorkern-Flutungsbehälter in wahlweiser Strömungsverbindung mit dem Reaktorkern, einem Medium, das einen Neutroneneinfänger enthält und sich innerhalb des Flutungsbehälters befindet, um den Reaktorkern zu fluten, wenn die Strömungsverbindung hergestellt ist, Pumpen zum Umwälzen des Mediums durch den Reaktorkern, Vorrichtungen zur Bereitstellung eines den Neutroneneinfanger enthaltenden Zusatzmediums zur Umwälzung durch den Reaktorkern, SprUhvorrichtungen, die mit dem Reaktorsystem verbunden sind, um dasselbe mit dem Reaktorkern-Flutungsmedium zu besprühen, dadurch gekennzeichnet, daß da· Hydroxydspeichervorrichtengen in Verbindung mit den SprUhvorrichtungen vorgesehen sind, um einen basischen pH-Wert von etwa 9,5 in dem Flutungsmedium zu bilden, und weiterhin Vorrichtungen zur Speicherung eines Jod-Absorptionsmitteis zur Verbindung mit dem Grundmedium zwecks Aussprühung durch die SprUhvorrichtungen sowie Vorrichtungen zur Speicherung eines Aluminium-Korrosionsschutzmittels zur Verbindung mit dem Grundmedium und dem genannten Jod-Absorptionsmittel dienen, mit der Maßgabe, Aluminiumkorrosionen beim Besprühen des Reaktorsystems zu vermeiden.
2. Kernreaktorsicherung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß dif Vorrichtung zur Speicherung tin·* Aluminium-Korrosionsschutzmittels einen Behälter umfaßt und

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wenigstens eine Leitung, um wahlweise die Strömungsverbindung zwischen dem Behälter und den SprUhvorrichtungen herzustellen.
3. Kernreaktorsicherung nach Anspruch 2, dadurch g e k e η -n zeichnet, daß es weiterhin einen Sumpf und Leitungen umfaßt, um den Sumpf mit den Pumpen zur Umwälzung des Mediums zu verbinden.
4. Kernreaktorsicherung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß eine Natriumsilikatlösung in der Speicherung des Aluminium-Korrosionsschutzmittels, um das Grundmedium und das Jod-Absorptionsmittel in einem Gewichteprozentsotz von etwa 0,075 zu mischen.
5« Medium für eine technische Kernreaktorsicherung, dadurch gekennzeichnet, daß sie im wesentlichen 1 Gew.-5$ Natriumthiosulfat, 1,22 Gew.-^a Borsäure, 0,528 Gew.-# Ätznatron sowie ein Korrosionsschutzmittel in einer Konzentration, die ausreicht, um die Aluniniumkorrosion um etwa 99 % gegenüber der Aluminiumkorrosion bei Abwesenheit des Schutzmittels herabzusetzen, umfaßt.
6. Medium nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Korrosionsschutzmittel weiterhin etwa 0,075 Gev,-% Natriumsilikat umfaßt. ■
7. Ein Verfahren zur Vorbereitung einer technischen Kernreaktorsicherung, durch die folgenden Verfahrensschritte gekennzeichnet: - ^: ' ■ - - ;-.:■■■ ·;. ■·;-..

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α: Füllen eines Kernflutungsbehälters nit einer Lösung aus Wasser und etwa 1,22 Gew.-% Borsäure,

b: Füllen eines Borwasser-Vorratsbehälters mit einer Lösung aus Wasser und etwa 1,22 Gew.-% Borsäure,

c: Füllen eines Hydroxyd-Vorratsbehälters nit einer Hydroxydlösung,

d: Füllen eines Natriumthiosulfat-Vorratsbehälters mit einer Natriumthiosulfatlösung,mit hoher Jod-Absorptionswirkung,

et Füllen eines Alurainium-Korrosionsschutzmittel-Vorratsbehälters mit einer Aluminium-Korrosionsschutzmittellösung, die mit der Jod-Absorptionswirkung der Natriumthiosulfatlösung vereinbar ist, und

f: Aufstellung von Vorrichtungen zum Mischen der genannten Lösungen, um einen technischen Sprühschutz für den Kernreaktor zu erhalten. '
8. Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die AluminiuM-KorrosionsschutzMittellösung eine Wasserlösung von Natriumsilikat enthält.
9. Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der genannte Schritt, der aus dem Füllen des Natriumthiosulfatlösungs-Vorratsbehälters besteht, weiterhin den Zusatz einer Base zu der genannten Füllung umfaßt, um einen LösungspH-Wert von etwa 10,5 herzustellen.

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