DE2035089B2 - Sicherheitssystem fuer den fall des einschmelzens des kerns eines thermischen kernreaktors - Google Patents
Sicherheitssystem fuer den fall des einschmelzens des kerns eines thermischen kernreaktorsInfo
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Description
2 03If089
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die beim Ausfall der Sicherheitsvorrichtungen, Kondensation des Dampfes. Sie sind auch nur einsei-Jiie
den Kern normalerweise geflutet halten, Wärme tig an eine Quelle für Kühlwasser angeschlossen,
m ausreichendem Maß abführen sollten, kann die Hier wird also die Wärmeabsorpuon der KondensflS-
£erfallswärme allein die Temperatur des Materials chen und die Einspritzung von kaltem Wasser nui
ctes Kerns auf 2800° C bringen, den Wert des 5 zur Kondensation des Dampfes, nicht zur Lösung dei
Schmelzpunkts für Urandioxyd. Sind keine Vorrich- vorliegenden Aufgabe, die nicht angesprochen wird,
iungen vorgesehen, um diese Wärme vom Reaktor- verwendet Vorteiüiaft wird ein wassergekühltes Auf-Ituckgefäß
zu entfernen, befindet sich das geschmol- fangbecken innerhalb des Containments und unterzene
Urandioxyd auf einer Temperatur oberhalb des halb des Reaktordruckgefäßes vorgesehen, um da<
Schmelzpunktes des stähleme-n Druckgefäßes und ±b geschmolzene herabtropfende Kernmaterial aufzukönnte
durch das Druckgefäß hindurch brennen und fangen und zu verfestigen. Dieses Becken besitzt geäuf
den Boden des Containments tropfen. Das Con- paß einem weiteren Merkmal der Erfindung einen
iainment besteht normalerweise aus Stahl und Beton hochstehenden Rand, so daß das geschmolzene Ma-
und ist 1,5 m oder mehr dick und wird luftdicht ge- terial nicht auslaufen kann. Das Becken besteht gehalten.
Ohne Vorrichtungen, um die Wärme in aus- 15 maß einem weiteren Merkmal der Erfindung aus horeichendem
Maße von dem Boden des Containments rizontal verlegten Rohren, die zu einem flSssigkeitsabzuführen,
bleibt das geschmolzene Urandioxyd, dichten Becken zusammengeschweißt sind. Man
das die wärmeerzeugenden radioaktiven Materialien kann die Masse des Beckens so groß wählen, daß sie
enthält, weiterhin flüssig und könnte durch den Con- allein zur Aufnahme der erwarteten Wärmemengen
tainment-Boden hindurch schmelzen und so in die 20 ausreicht. Dann wird das geschmolzene Kernmaterial
Umgebung entweichen und ein Gesundheitsrisiko für so schnell verfestigt, daß die Schmelztemperatur oder
die Öffentlichkeit darstellen. die eutektische Temperatur der Rohre nicht erreicht
Gegenwärtig betrachtet man die Einplanung eines wird. Ein zweites Material, z. B. eine Schicht von
Einschmelzens des Reaktorkerns nicht als notwendig, Blei auf der Oberseite der Rohre kann auch verwen-
und zwar wegen der großen Anzahl überreichem 25 det werden Dann dient die Wärme die zum Schmel-Ausmaß
vorhandener Sicherheits-Anlagen. Das Ein- zen und Verdampfen dieses zweiten Materials verschmelzen
des Kerns, das dem größten hypotheti- braucht wird, zur Verfestigung des geschmolzenen
sehen Reaktorunfall folgt, wird durch Sicherheitsan- Kernmaterials. Der Einlaß der Rohre ist an einen erlagen
vermieden, die Kühlwasser für den Kern lie- höhten Speichertank angeschlossen, und die Auslaßfern.
Sogar wenn diese Anlagen ausfallen, zeigt die 30 leitung der Rohre besitzt einen geringeren Strö-Systemanalyse,
daß ein geschmolzener Kern den Bo- mungswiderstand, so daß durch Dampfbildung in
den des Reaktordruckgefäßes nicht durchdringen den Rohren durch einen Temperaturanstieg im Bekkann,
vorausgesetzt, daß er an seiner Außenseite von ken automatisch eine Kühlmittelströmung vom
Wasser gekühlt ist. Jedoch wurde noch nie bewiesen, Speichertank durch die Rohre und zu ihrem Auslai
daß solche Vorrichtungen um den Austritt von Spalt- 35 einsetzt. Außerdem kann an der Einlaßseite des Bek·
produkten aus dem Containment aus wirksam sind. kens eine Kühlfalle verwendet werden, die sichert,
Wenn man dagegen noch ernstere hypothetische daß diese Strömung in der richtigen Richtung ein-Reaktorunfälle
in Betracht zieht oder das glcichsei- setzt. Im Auslaß kann außerdem ein Dampfabscheitige
Versagen mehrerer Sicherheitsanlagen annimmt. der vorgesehen sein, über den vom Becken abgeführkann
es sich als notwendig erweisen, bei der Planung 40 tes Wasser wieder dem Speichertank und dem Bek·
von Kernkraftwerken die Auslegung auf das Ein- keneinlaß zugeführt wird. Die Kapazität de:
schmelzen des Kerns und die Durchdringung des Speichertanks reicht aus, um die Strömung für meh-Reaktordruckgefäßes
zu richten. rere Stunden aufrecht zu erhalten, während welchei
Die Erfindung hat die Aufgabe, die Sicherheits- Zeit der Tank auch wieder aufgefüllt werden kann
einrichtungen eines thermischen Kernreaktors für 45 Die Fläche des Beckens ist ausreichend, um di«
den Fall des Einschmelzens des Kerns zu verbessern. Dicke des geschmolzenen Kernmaterials so klein zi
Dabei tritt das Problem der Kritikalität des ge- halten, daß sich auch seine obersten Schichten unter
schmolzenen Brennstoffes nicht auf. wie dies bei halb ihres Schmelzpunkts befinden. Falls erforder
schnellen Reaktoren, z.B. nach der deutschen Pa- lieh, kann die benötigte Fläche dadurch verringer
tentschrift 1 225 312 der Fall sein würde. Bei solchen so werden, daß Flossen oder Zapfen auf der Oberfläch«
thermischen Kernreaktoren ist das Druckgefäß von des Beckens vorgesehen werden, wodurch Kernmate
einem Containment umgeben. rial in größerer Schichtdicke in den festen Zustanc
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten überführt werden kann, oder dadurch, daß von de
Sicherheitssystem erfindungsgemäß dadurch gelöst, Oberfläche Strahlungswärme zu den senkrechtei
daß in an sich bekannter Weise in dem Conlainment 55 Wänden des Beckens abgeführt wird,
unterhalb des Druckgefäßes ein Becken angeordnet Die Erfindung wird jetzt an Hand der Zeichnun
ist, in das Rohre eingebettet sind, und daJS diese gen beschrieben. In den Zeichnungen stellt dar
Rohre über Einlaß- und Auslaßvorrichtungen mit Fig. 1 eine Seitenansicht teilweise im Schnitt de
einer Quelle für eine Kühlflüssigkeit verbunden sind. Reaktordruckgefäßes und des Containment,
Die USA.-Patentschrift 3 455176 zeigt poröse 60 F i g. 2 teilweise im Schnitt eine um 90° gedreht
Kondensflächen in einem Containment, um Dampf Ansicht der Fig. 1,
zu kondensieren und den Druck im Containment F i g. 3 einen Schnitt durch das Auffangbeckei
herabzusetzen wenn Dampf austritt, z. B. nach dem und die wassergefüllten Kühlrohre,
Rohrbruch in einer Hochdruckleitung für das Kühl- F i g. 4 einen der F i g. 2 ähnlichen Schnitt, der zu
wasser. Dabei ist auch bei dieser Anordnung unter- 65 sätzliche wärmeabführende Zapfen zeigt,
halb des Druckgefäßes ein Becken, in dem sich F i g. 5 teilweise im Schnitt und teilweise perspek
Röhre befinden, vorhanden. Diese Rohre dienen tivisch eine nach Art der Eierkiste vergrößerte Ober
aber nur zur Ausspritzung von kaltem Wasser zur fläche,
Fig.6 eine der Fig. 1 ähnliche Ansicht, die zu- leitung kann in das Containment führen oder zu
sätzliche Strahlungswärme aufnehmende Flächen einem nicht dargestellten Dampfkühler oder einem
zeigt, die von Wasserrohren und einer zentral an- Dampfabscheider 51, der F i g. 8. Eine Leitung 52
geordneten Einlaßkopfleitung, zwei Auslaßkopflei- verbindet den Dampfabscheider 51 mit dem
tüngen und Abflußleitungen gebildet wird, 5 Speichertank 40 und schließt den Strömungsweg von
Fig.7 eine der Fig.3 ähnliche Ansicht, die ein dem Auslaßsammler 36 und den Rohrenden zu der
zweites wärmeabsorbierendes Material aufweist, Einlaßkopfleitung 34, Der im Containment oder im
? i g. $ eine der F i g. 1 ähnliche Ansicht mit Dampfkühler kondensierte Dampf kann gesammelt
einem Dampfabscheider, der das von dem Becken und dem Speichertank 40 zu erneuter Umwälzung
abgeführte Wasser wieder dem Beckeneinlaß zuführt. *e zugeführt werden.
Das Reaktordruckgefäß 10 (Fig. 1) das den übli- Bei der in Fig.3 dargestellten Bauweise ist die
eben Reaktorkern und die Regelstäbe 12 enthält, ist Oberfläche des Beckens so groß, daß der sich darauf
in üblicher Weise auf einem Sockel 14 gelagert. Der ausbreitende geschmolzene Kern nur eine dünne
Sockel besteht aus einem hohlen Pfeiler runden Schicht bildet. Dabei wird sich das geschmolzene
Querschnitts, der das Druckgefäß umgibt und einen 15 Kernmaterial beim Kontakt mit dem Becken verfestinach
innen vorspringenden Rand 16 aufweist, der gen. Die Temperatur des Stahls des Beckens wird
mit Vorrichtungen zur Lagerung des Druckgefäßes sich sehr schnell erhöhen, wenn Wärme vom geversehen
ist. Die Rohre 18 und 20 dienen als Einlaß- schmolzenen Kern auf den Stahl übertragen wird,
und Auslaß für das Hochdruckwasser, das durch den Eine ausreichende Stahlmenge oder aber ein um das
Kern zirkuliert und die Wärme vom Kern einem sw geschmolzene Kernmatenal schnell zu kühlen und zu
Wärmeaustauscher zuführt, in dem sie auf ein Ar- verfestigen, ohne daß der Schmelzpunkt des Stahls
beitsmittel übertragen wird, das seinerseits einen Mo- überschritten wird und ohne daß der Wärmeübertor,
z. B. eine Turbine in der üblichen Weise antreibt. gang vom Stahl auf das Kühlwasser dabei eine Rolle
Das Reaktordruckgefäß 10 und sein Sockel 14 befin- spielt. Wenn ein zweites Material 53 mit relativ nieden
sich in dem üblichen luftdichten Containment 95 drigem Schmelzpunkt (Figur) z.B. Blei, als Schicht
mit den Wänden 22 und dem Boden 24. oberhalb der wassergefüllten Rohre verwendet wird,
Das Auffangbecken 26 ist auf dem Boden 24 des verdünnt es in geschmolzenem Zustand das Kernma-Containments
direkt unter dem Druckgefäß 10 an- terial und verbessert so den Wärmeübergang von ihm
geordnet. Es kann rund oder rechteckig sein. Das auf die wassergefüllten Rohre 32. Dadurch kann eine
Becken besitzt eine ebene Oberfläche 28 und nach 30 größere Menge Kernmaterial bei gegebener Oberoben
stehende Ränder 30, die es völlig umgeben. Das fläche des Beckens gekühlt werden.
Becken besteht aus einer Vielzahl von Rohren 32, Sobald das geschmolzene Kernmaterial auf das die horizontal und parallel angeordnet sind und de- Becken 28 auftrifft, wird Wärme von dem heißen ren nach oben gebogene Teile an den Enden sich der Stahl auf das Kühlwasser in den Rohren 32 übertra-Kontur des Beckens anpassen. Die Enden auf einer 35 gen. Das Kühlwasser wird verdampft und strömt Seite der Rohre sind an eine Einlaßkopfleitung 34 durch den Auslaßsammler. Die Strömung setzt in angeschweißt, und die anderen Enden sind an den Richtung Auslaßsammler und Auslaßleitung 44 ein. Auslaßsammler 36 angeschweißt. Die Rohre sind alle weil der Dampf in der Auslaßleitung 44 einen gerinzusammengeschweißt, und durch eine ausreichende geren Strömungswiderstand erfährt als in der Einlaß-Metallmenge wird ein flüssigkeitsdichter Boden und 40 leitung 38. Außerdem kondensiert die gespeicherte die aufstehenden Ränder des Beckens hergestellt. Wassermenge im Tank 40 den Dampf, der in dieser Wie in F i g. 3 dargestellt, bestehe das Becken also Richtung strömt und würde auf diese Weise einen aus einer flüssigkeitsdichten Metalleinheit, in die größeren Druckabfall in der Einlaßleitung 38 als in Kühlrohre 32 eingebettet sind und die eine feste der Auslaßleitung 44 bewirken, wegen der höheren ebene Metallfläche 28 besitzt. Die so beschriebene 45 mittleren Dichte des Mediums in der Einlaßleitung Anlage besteht aus einer großen Anzahl dicht be- 38. Außerdem kann das Rückschlagventil 42 und/ nachbarter horizontaler Rohre, die zu einer ununter- oder eine Kühlfalle 39 verwendet werden, um die brochenen Lage auf den Boden des Containments Dampfströmung von der Einlaßkopfleitung 34 durch zusammengeschweißt sind. Die Rohre und die Ver- das Einlaßrohr 38 zu verhindern. Da der Druckabfall bjnduugen zwischen ihnen bilden ein so dickes Bek- 50 durch das im Tank 40 gespeicherte Wasser größer ist ken, das den Aufprall des herunterfallenden ge- als der Dan^fwassermischung in der Auslaßleitung schmalzenen Kerns aashält. Das Becken ist auf dem 44, strömt das Wasser vom Speichertank in das Bek-Boden des Coniaimaents gelagert ken und ersetzt dort den gebadeten Dampf. Der Aus-
Becken besteht aus einer Vielzahl von Rohren 32, Sobald das geschmolzene Kernmaterial auf das die horizontal und parallel angeordnet sind und de- Becken 28 auftrifft, wird Wärme von dem heißen ren nach oben gebogene Teile an den Enden sich der Stahl auf das Kühlwasser in den Rohren 32 übertra-Kontur des Beckens anpassen. Die Enden auf einer 35 gen. Das Kühlwasser wird verdampft und strömt Seite der Rohre sind an eine Einlaßkopfleitung 34 durch den Auslaßsammler. Die Strömung setzt in angeschweißt, und die anderen Enden sind an den Richtung Auslaßsammler und Auslaßleitung 44 ein. Auslaßsammler 36 angeschweißt. Die Rohre sind alle weil der Dampf in der Auslaßleitung 44 einen gerinzusammengeschweißt, und durch eine ausreichende geren Strömungswiderstand erfährt als in der Einlaß-Metallmenge wird ein flüssigkeitsdichter Boden und 40 leitung 38. Außerdem kondensiert die gespeicherte die aufstehenden Ränder des Beckens hergestellt. Wassermenge im Tank 40 den Dampf, der in dieser Wie in F i g. 3 dargestellt, bestehe das Becken also Richtung strömt und würde auf diese Weise einen aus einer flüssigkeitsdichten Metalleinheit, in die größeren Druckabfall in der Einlaßleitung 38 als in Kühlrohre 32 eingebettet sind und die eine feste der Auslaßleitung 44 bewirken, wegen der höheren ebene Metallfläche 28 besitzt. Die so beschriebene 45 mittleren Dichte des Mediums in der Einlaßleitung Anlage besteht aus einer großen Anzahl dicht be- 38. Außerdem kann das Rückschlagventil 42 und/ nachbarter horizontaler Rohre, die zu einer ununter- oder eine Kühlfalle 39 verwendet werden, um die brochenen Lage auf den Boden des Containments Dampfströmung von der Einlaßkopfleitung 34 durch zusammengeschweißt sind. Die Rohre und die Ver- das Einlaßrohr 38 zu verhindern. Da der Druckabfall bjnduugen zwischen ihnen bilden ein so dickes Bek- 50 durch das im Tank 40 gespeicherte Wasser größer ist ken, das den Aufprall des herunterfallenden ge- als der Dan^fwassermischung in der Auslaßleitung schmalzenen Kerns aashält. Das Becken ist auf dem 44, strömt das Wasser vom Speichertank in das Bek-Boden des Coniaimaents gelagert ken und ersetzt dort den gebadeten Dampf. Der Aus-
Die Einlaßkopfleitung 34 ist über eine Falleitung fluß des Beckens kann aus einer Zweiphasenmi-
38, vorzugsweise über eine Kühlfalle 39 aa dea 55 schung von Wasser and Dampf bestehen. Deshalb
Speiohertank 40 angeschlossen. Der Speichertank 40 kanu ein Dampfabscheider 51 (Fig. S) zur Wieder-
gjhrt dea in das Becken eingebetteten Rohren Kühl- gewinnung des Wassers verwendet werden. Dieses
wasser zu. Seime Kapazität reicht aus, lua die KShI- Wasser kann über eine Schwerleraöstpöniung wieder
wasserzufuhr für einige Stunden zu sichern. Diese dem Speichertank und dem BeckeneinlaS zugeführt
WasserzuMar ist immer verfügbar und beginnt auto- 60 werden. Der Speicfaertank speichert eiae aasrei-
matisch, wenn das Wasser in des Kählrahren des chende Menge Kühlwasser, vim die Wärme von dem
Beckeas erhitzt wird. Falls notwendig, kann, die FaI- Eenuaatsrial ze entfernen «ad es in einem festen
leitung 38 mit einem Rückschlagventil 32 an Stelle ^gestand zu halten. Pie erforderSchen Abmessungen
der oder zosä^ix^zad^KQTiifaUe 39 versehen sein. des Beckens und dear Rohrwand im Boden des Bek-
Eine Aoslaßleitaag 44 ist an dea Auslaßsaraniler 5g kens kann wesentJicJi reduziert werden, v/em vergrö-
36 angeschlossen and fährt nach oben bis za einer Berte Oberflächen» mn z.B. Zapfen 46 (rig, 4) ver-
Eö die wenigstens so gcoß ist wie die des Wasser- wendet werden, die mit dea KuMröarea des Becfceas
Spiegels im Speichertank 40. Der AusBuß diese; Ab- ^wärmeleitend cedJonden sind. Solche Zapfen vergrä-
ßera die mit dem geschmolzenen oder verfestigten Kemmaterial in Kontakt stehende Oberfläche und
leiten, die Wärme schneller ab. Bei einer solchen Konstruktion kann eine dickere Schicht geschmolzenen
Kernmaterials gekühlt und in verfestigtem Zustand gehalten werden.
-Ein anderes Verfahren zur Vergrößerung der Oberfläche bei Erhaltung der Gesamtgröße des Bekkens
besteht aus einer Anzahl sich kreuzender Teilwände 48 (Fig.5) die wärmeleitend an der Oberfläche
28 der Rohrwand 26 befestigt sind. Bei dieser Konstruktion wird das Kemmaterial in eine Anzahl
kleiner Teiche aufgeteilt und ist von besonderem Vorteil in dem FaU, daß die Oberfläche des Beckens
nicht ganz eben war oder sich verwirft.
Außerdem kann es vorteilhaft sein, ein Teil der
Wärme in Form von Strahlungswärme von der Oberfläche des verfestigten Kernmaterials abzuführen.
Dies kann dadurch erreicht werden, daß die Kopfleitungen 34 und 36 hochgezogen werden und über die
Rohre 32 nach oben herausstehen, wie z.B. bei 50 (Fig.6 und8) und sich so über die Schicht des geschmolzenen Kernmaterials erheben, so daß das
durch diese Rohre strömende Wasser und der dadurch strömende Dampf durch Strahlung des Kernmaterials
erhitzt wird und so zusätzliche Wärme abfuhrt. Durch geeignete Wahl der Geometrie kann die
so übertragene Strahlungswärme auf die nach oben
IO gebogenen Teile des Beckens, die von den an die
Kopfleitungen angeschlossenen Rohrenden gebildet werden, die natürliche Zirkulation verbessern, indem
ein Teil des vOim Becken wegführenden Strömungsweges direkt erhitzt wird.
Die von der Erfindung vorgeschlagene Sicherheitsanlage ist vollständig passiv.. Irgendwelche Betätigungssignale
oder Energiequellen sind nicht erforderlich. Der erhöhte Speichertank liefert eine ausreichende
Wassermenge, um die Zerfallswärme für mehrere Stunden zu entfernen. Das geschmolzene
Kernmaterial wird so schnell verfestigt, wie es nut dem verhältnismäßig kalten massiven Becken in
Kontakt kommt. Außerdem wird der Kern in festem
is Zustand gehalten, so daß die Gefahr, daß geschmolzenes
Kemmaterial aus Sprüngen oder Löchern ausläuft, die sich im Becken oder der Grundfläche des
Containments gebildet haben können, vermieden wird. Die bish<sr noch bestehenden Unsicherheiten im
ao Zusammenhang mit der Behandlung geschmolzenen Kernmaterials sind durch die Verfestigung dieses
Materials beseitigt Außerdem ist es nicht erforderlich, daß das geschmolzene Kemmaterial direkten
Kontakt mit Wasser hat, so daß auch die Risiken auf
as Grund der Uüikenntnis der damit verbundenen Vorgänge
nicht auftreten. Schließlich kann nach Verfestigung des Kemmaterials der verfestigte Kuchen zur
weiteren Wärmeabfuhr geflutet werden.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
J *
Claims (13)
1. Sicherheitssystem für den Fall des Ein- schmolzene Kern zur Erstarrung kommt und
scbmelzens des Kerns eines thermischen Kernte- 5 darch Zuführung der Kühlflüssigkeit im festen
aktors mit einem Druckgefäß, das von einem Zustand gehalten wird.
Containment umgeben ist, dadurch gekennzeichnet, daß in an sich bekannter
Weise in dem Containment (22, 24) unterhalb ——
des Druckgefäßes (JO) ein Becken (26) angeord- io
net ist, in das Rohre (32) eingebettet sind und
net ist, in das Rohre (32) eingebettet sind und
daß diese Rohre über Einlaß- (34) und Auslaß- Die Erfindung bezieht sich auf ein Sicherheitssy-
yorrichtungen (36) mit einer Quelle (4O]) für eine stem für den Fall des Einschmelzens des Kerns eines
Kühlflüssigkeit verbunden sind. thermischen Kernreaktors mit einem Druckgefäß,
2. Sicherheitssystem nach Anspruch 1* dadurch 15 das von einem Containment umgeben ist
gekennzeichnet, daß die Auslassvorrichtung (44) Bei der heute üblichen Konstruktion von thenoi-
gekennzeichnet, daß die Auslassvorrichtung (44) Bei der heute üblichen Konstruktion von thenoi-
;: so gebaut und angeordnet ist, daß unter der Wir- sehen Kernreaktoren, insbesondere bei der Verwenkung
der Schwerkraft kern kaltes Wasser den dung in elektrischen Kraftwerken, ist der Reaktor-Rohren
entströmt, dagegen diese Strömung durch kern von einem Druckgefäß umgeben, das eine wär-Schwerkraft
und Konvektion bei Erhitzung des ao meleitende Flüssigkeit enthält Das Druckgefäß ist in
Kühlwassers in den Rohren automatisch einsetzt. einem luftdichten Containment untergebracht, um
3. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, dadurch den Austritt radioaktiver Materialien bei einem
gekennzeichnet, daß die Quelle für die Kühlflüs- Reaktorunfall zu verhindern.
sigkeit aus einem erhöht angeordneten Speicher- Nach längeren Laufzeiten des Reaktors hat das
tank (40) besteht. 25 Uran, das das aktive Material des Reaktors bildet,
4. Sicherheitssystem nach Anspruch 1 und 3, während seiner Spaltungsprozesse wesentliche Mendadurch
gekennzeichnet, daß die Auslaßvorrich- gen verschiedener radioaktiver Isotope erzeugt. Die
tuDgen ein Steigrohr (44) enthalten, dessen Aus- Halbwertzeiten dieser Isotope hängen von ihrer spelaß
wenigstens so hoch wie der Flüssigkeitsspie- ziellen Art ab, und der Zerfallprozeß der Isotope ergel
im Speichertank (40) ist. 30 zeugt Wärme, die abgeführt und verteilt werden
5. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, dadurch muß, damit die Temperatur des Reaktorkerns nicht
gekennzeichnet daß der Strömungsweg der Kühl- über den Schmelzpunkt der Materialien des Reaktorflüssigkeit
von den Auslaßvorrichtungen (36) zu- kerns steigt.
rück zu den Einlaßvorrichtungen (34) verläuft Während des normalen Betriebs, wenn der Kern
und einen Sammler für die aus den Rohren aus- 35 Leistung durch Spaltung von Uran erzeugt, ist der
tretende Flüssigkeit enthält. Kern in Wasser unter hohem Druck geflutet, z. B.
6. Sicherheitssystem nach Anspruchs, dadurch unter 160 atm, und dieses Wasser wird durch den
gekennzeichnet, daß der Sammler einen Dampf- Kern und durch Wärmeaustauscher zirkuliert, so daß
abscheider (51) enthält. die vom Kern erzeugte Wärme zur Produktion von
7. Sicherheitsanlage nach Anspruch 1, dadurch 40 Dampf und elektrischer Leistung verwendet werden
gekennzeichnet, daß die Rohre (32) im Boden kann. Die Wasserzirkulation ist außerdem notwen-(24)
und den Seiten (30) des Beckens parallel an- dig, um die bei der Spaltung des Urans entstehenden
geordnet sind. Neutronen auf die für die Spaltung günstigen Ener-
8. Sicherheitsanlage nach Anspruch 1, dadurch gien abzubremsen. Wenn der Reaktorkern abgeschalgekennzeichnet,
daß auf dem Boden des Beckens 45 tet wird und keine Leistung durch Spaltung von Uran
(26) wärmeabsorbierende und -leitende Erhebun- erzeugt, z.B. wenn er neu geladen werden soll, ist es
gen vorgesehen (F i g. 4 und S) sind. auch notwendig, daß der Kern geflutet ist, um die
9. Sicherheitssystem nach Anspruch 8, dadurch durch den Zerfall des radioaktiven Materials entstegekennzeichnet,
daß die Erhebungen aus einer hende Wärme abzuführen. Das Wasser ist also not-Vielzahl
von Zapfen bestehen (46 F i g. 4). so wendig, um die Wärme vom Kern abzuführen und
10. Sicherheitssystem nach Anspruchs, da- einen Wärmestau zu verhindern, sowohl wenn der
durch gekennzeichnet, daß die Erhebungen aus Kern aktiv ist und Leistung durch Spaltung erzeugt,
einer Vielzahl von Trennwänden (48) bestehen, als auch wenn er inaktiv ist. Ein Wassermangel
die die Fläche des Beckens in verschiedene Be- würde eine weitere Spaltung des Urans verhindern,
hälter unterteilen (F i g. 5). 55 weil es notwendig ist, um die Neutronen für weitere
11. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, da- Spaltungen abzubremsen. Jedoch würde diese Abwedurch
gekennzeichnet daß das Becken (26) ein senheit von Wasser im Kern gleichzeitig die Abfühweiteres
wärmeabsorbierendes Material (53 rung der durch den Zerfall der radioaktiven Isotope
Fig. 2), ζ, Bs Blei enthält^ das Wärme absorbiert entstehenden Wärme verhindern und die Temperatur
und sie zu den wassergefüllten Kühlrohren (32) 60 des Kerns würde bis über den Schmelzpunkt seiner
ableitet. Materialien steigen.
12. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, da- Der Kern ist in einem Druckgefäß untergebracht,
durch gekennzeichnet, daß der Speichertank (40) das als Behälter für das durch den Kern zirkuliedie
Einlaßvörrichtungen (34) und die Auslaßvor- rende Wasser dient. Bei einem normalen großen
richtungen (36) mit ihrem Ausfluß innerhalb des 65 elektrischen Kraftwerk enthält der Kern Ungefähr
Containments (22, 24) angeordnet sind. 1001 Uran, normalerweise in der Form von Urandio-
13. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, da- xydpellets, die in abgedichteten Metallrohren unterdurch
gekennzeichnet, daß die Horizontalabmes- gebracht sind. Bei der Abwesenheit Von Vorriehtun-
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE19814308A1 (de) * | 1998-03-31 | 1999-10-14 | Siempelkamp Guss Und Anlagente | Auffanglager für Kernschmelze |
Families Citing this family (52)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2234782C3 (de) * | 1972-07-14 | 1978-06-29 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor |
| JPS5125914B2 (de) * | 1973-04-02 | 1976-08-03 | ||
| DE2320091C3 (de) * | 1973-04-19 | 1978-08-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor |
| GB1461275A (en) * | 1973-08-24 | 1977-01-13 | Atomic Energy Authority Uk | Liquid cooled nuclear reactors |
| GB1464425A (en) * | 1974-04-05 | 1977-02-16 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
| JPS517600U (de) * | 1974-07-03 | 1976-01-20 | ||
| JPS5141099U (de) * | 1974-09-20 | 1976-03-26 | ||
| US4121970A (en) * | 1974-12-16 | 1978-10-24 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Nuclear reactor installation including a core catching apparatus |
| JPS5197698U (de) * | 1975-02-05 | 1976-08-05 | ||
| US4045284A (en) * | 1975-03-10 | 1977-08-30 | Rosewell Michael P | Nuclear reactor fuel containment safety structure |
| US4036688A (en) * | 1975-04-09 | 1977-07-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Apparatus for controlling molten core debris |
| CA1096513A (en) * | 1975-06-07 | 1981-02-24 | Werner Katscher | Nuclear power plant with collector vessel for melting core masses |
| US4113560A (en) * | 1975-07-14 | 1978-09-12 | Massachusetts Institute Of Technology | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment |
| DE2535729C2 (de) * | 1975-08-11 | 1985-05-02 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Bodenkühler für die Bodenwanne eines Kernreaktors |
| DE2622050C2 (de) * | 1976-05-18 | 1985-04-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns |
| US4115194A (en) * | 1977-02-22 | 1978-09-19 | The Babcock & Wilcox Company | Reactor pressure vessel support |
| FR2384324A1 (fr) * | 1977-03-16 | 1978-10-13 | Framatome Sa | Puisard de recirculation pour les circuits d'injection de securite et d'aspersion d'un reacteur nucleaire |
| US4342621A (en) * | 1977-10-11 | 1982-08-03 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core catcher and containment heat removal system |
| FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
| US4310385A (en) * | 1980-01-03 | 1982-01-12 | Rosewell Michael P | Emergency deployable core catcher |
| US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
| US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
| WO1985000921A1 (en) * | 1983-08-18 | 1985-02-28 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor |
| DE3343166A1 (de) * | 1983-11-29 | 1985-06-05 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Behaelter insbesondere fuer radioaktive substanzen |
| US4643870A (en) * | 1985-11-21 | 1987-02-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor |
| US4650642A (en) * | 1985-11-21 | 1987-03-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor with metal liner |
| IT1228999B (it) * | 1989-04-13 | 1991-07-12 | Ente Naz Energia Elettrica | Sistema di protezione dell'edificio di contenimento del reattore in centrali nucleari. |
| US5080857A (en) * | 1989-09-19 | 1992-01-14 | General Electric Company | Passive lower drywell flooder |
| DE4032736C2 (de) * | 1990-10-15 | 1995-01-05 | Kernforschungsz Karlsruhe | Kühleinrichtungen im Fundamentbereich eines Kernreaktors zur Kühlung einer Kernschmelze in einem hypothetischen Störfall |
| DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
| FR2676582B1 (fr) * | 1991-05-17 | 1993-09-10 | Framatome Sa | Dispositif de recuperation et de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire en fusion, a la suite d'un accident. |
| FR2681718B1 (fr) * | 1991-09-20 | 1994-02-11 | Framatome | Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident. |
| FR2691572B1 (fr) * | 1992-05-21 | 1994-07-08 | Electricite De France | Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire. |
| US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
| DE4306864C2 (de) * | 1993-03-05 | 1995-01-26 | Siempelkamp Gmbh & Co | Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze |
| DE4322107A1 (de) * | 1993-07-02 | 1995-01-12 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
| DE59406052D1 (de) * | 1993-11-23 | 1998-06-25 | Siemens Ag | Vorrichtung zum rückhalten einer kernschmelze innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage |
| FR2722606B1 (fr) * | 1994-07-12 | 1996-08-09 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de recuperation d'un coeur fondu de reacteur nucleaire |
| DE59505131D1 (de) * | 1994-11-18 | 1999-03-25 | Siemens Ag | Ausbreitungsraum zur aufnahme eines abschmelzenden reaktorkerns sowie verfahren zur wärmeabfuhr aus dem ausbreitungsraum |
| FR2738661B1 (fr) * | 1995-09-11 | 1997-11-28 | Framatome Sa | Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire |
| RU2119200C1 (ru) * | 1997-02-27 | 1998-09-20 | ОКБ "Гидропресс" | Устройство для предотвращения проникновения в почву расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2164043C1 (ru) * | 1999-08-04 | 2001-03-10 | Центр комплексного развития технологии энерготехнологических систем "Кортэс" | Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора |
| US6353651B1 (en) * | 1999-11-17 | 2002-03-05 | General Electric Company | Core catcher cooling by heat pipe |
| KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
| JP4127630B2 (ja) * | 2002-07-29 | 2008-07-30 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
| RU2259873C1 (ru) * | 2004-03-22 | 2005-09-10 | Гордиенко Павел Сергеевич | Реактор |
| RU2313143C1 (ru) * | 2006-06-20 | 2007-12-20 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) | Ядерная энергетическая установка |
| DE102010002623A1 (de) * | 2010-03-05 | 2011-09-22 | Micropelt Gmbh | Wärmetauscher und Verfahren zum Herstellen eines Wärmeleitelementes für einen Wärmetauscher |
| JP2012247216A (ja) * | 2011-05-25 | 2012-12-13 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置 |
| FR3008221A1 (fr) * | 2013-07-05 | 2015-01-09 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un recuperateur de corium |
| US9911514B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system |
| CN105374405A (zh) * | 2014-08-22 | 2016-03-02 | 国家核电技术有限公司 | 反应堆熔融物滞留装置 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2153644A (en) * | 1935-10-11 | 1939-04-11 | Ig Farbenindustrie Ag | Method of cooling gases |
| US2580635A (en) * | 1947-06-19 | 1952-01-01 | Du Pont | Condensation of vapors |
| US2913883A (en) * | 1956-01-03 | 1959-11-24 | Leslie M Burgess | Evaporative cooling system |
| US3070535A (en) * | 1959-01-21 | 1962-12-25 | Koppers Co Inc | Nuclear reactor safety device |
| FR1303680A (fr) * | 1960-08-26 | 1962-09-14 | Licentia Gmbh | Dispositif pour la diminution de la pression dans des enveloppes à pression des réacteurs |
-
1966
- 1966-04-13 GB GB16130/66A patent/GB1135826A/en not_active Expired
- 1966-04-13 US US542384A patent/US3453176A/en not_active Expired - Lifetime
- 1966-04-13 DE DE19661501340 patent/DE1501340B2/de active Pending
-
1969
- 1969-08-22 US US852175A patent/US3607630A/en not_active Expired - Lifetime
-
1970
- 1970-07-15 DE DE2035089A patent/DE2035089C3/de not_active Expired
- 1970-08-17 GB GB39616/70A patent/GB1275227A/en not_active Expired
- 1970-08-21 CH CH1256570A patent/CH510316A/de not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE19814308A1 (de) * | 1998-03-31 | 1999-10-14 | Siempelkamp Guss Und Anlagente | Auffanglager für Kernschmelze |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE1501340B2 (de) | 1971-04-29 |
| CH510316A (de) | 1971-07-15 |
| DE2035089C3 (de) | 1973-10-25 |
| GB1135826A (en) | 1968-12-04 |
| DE1501340A1 (de) | 1969-12-04 |
| US3607630A (en) | 1971-09-21 |
| GB1275227A (en) | 1972-05-24 |
| DE2035089A1 (de) | 1971-03-25 |
| US3453176A (en) | 1969-07-01 |
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| DE2035089C3 (de) | Sicherheitssystem fur den Fall des Einschmelzens des Kerns eines thermischen Kernreaktors | |
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