DE69209402T2

DE69209402T2 - Passives Kühlsystem für flüssigmetallgekühlte Kernreaktoren mit einem Reservekühlkanal

Info

Publication number: DE69209402T2
Application number: DE69209402T
Authority: DE
Inventors: Charles Edward Boardman; Anstein Hunsbedt
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1991-08-16
Filing date: 1992-08-14
Publication date: 1996-10-31
Anticipated expiration: 2012-08-15
Also published as: DE69209402D1; EP0528674B1; JPH05196779A; US5223210A; KR930005043A; KR960008856B1; JP2634738B2; TW215486B; EP0528674A1; CA2072401A1

Description

GEBIET DER ERFINDUNG

Diese Erfindung bezieht sich auf eine Verbesserung in einem passiven Kühlsystem für mit Flüssigmetall gekühlte Kernreaktoren, die ein Bad von Kühlmittel aus flüssigem Metall aufweisen, in das der wärmeerzeugende, spaltbare Brennstoffkern im wesentlichen eingetaucht ist, wie bei der in der am 2. April 1985 veröffentlichten US-PS 4,508,677 offenbarten Art.
Diese Erfindung umfaßt eine Verbesserung des passiven Kühlsystems zur Entfernung der Zerfallswärme aus einem mit Flüssigmetall gekühlten Kernreaktor im abgeschalteten Zustand, wie er in der am 2. Dezember 1985 veröffentlichten US-PS 4,678,626 offenbart und beansprucht ist.
Die offenbarten Inhalte der beiden obigen US-PSN 4,508,677 und 4,678,626, die verwandten Stand der Technik umfassen, werden durch Bezugnahme hier aufgenommen.

HINTERGRUND DER ERFINDUNG

Es wird Bezug genommen auf die erteilte US-A-4,959,193, entsprechend der EP- A-0 397 509 und den anhängigen, veröffentlichten EP-Anmeldungen 0398733 und 0462810 (interne Akten 248R-04933105056).
Beim Betrieb von mit flüssigem Natrium oder Natrium-Kaliummetall gekühlten Kernreaktoren zur Energieerzeugung mag es erforderlich sein, die Spaltreaktion des Brennstoffes abzuschalten, um sich mit Notfällen zu befassen oder Wartungsarbeiten auszuführen. Das Abschalten des Reaktors wird durch Einführen von Neutronen absor bierenden Regelstäben in den Kern aus spaltbarem Brennstoff erzielt, um dem Brennstoff die benötigten, die Spaltung erzeugenden Neutronen zu entziehen. Der Zerfall des Brennstoffes im abgeschalteten Reaktor erzeugt jedoch weiter Wärme in merklichen Mengen, die aus den Reaktoreinheiten entfernt werden müssen.
Die Wärmekapazität des Flüssigmetall-Kühlmittels und der benachbarten Struktur unterstützen die Abführung der Restwärme. Die Baumaterialien des Kernreaktors mögen jedoch nicht in der Lage sein, sicher hohen Temperaturen länger zu widerstehen. So mag, z.B., der Beton der Wände des typischen Gehäuses sich ausdehnen und reißen, wenn er hohen Temperaturen ausgesetzt wird. Es werden daher üblicherweise Hilfs- Kühlsysteme benutzt, um sicher Wärme von der Kernreaktor-Struktur im abgeschalteten Zustand zu entfernen.
Konventionelle Kernreaktoren haben eine Vielfalt komplizierter, mittels Energie angetriebener Kühlsysteme benutzt, um Wärme aus dem Reaktor zu entfernen. In vielen der Situationen, die ein Abschalten erfordern, setzt die Energiezufuhr zu den Kühlsystemen diese dem Versagen aus. So können, z.B., Pumpen und Ventilationssysteme zum Kühlen des Kernes ausfallen. Ist ein Eingriff des Betriebspersonals erforderlich, dann gibt es vorhersehbare Szenarien, bei denen das Betriebspersonal nicht in der Lage wäre, die geeignete Handlung vorzunehmen. Das zuverlässigste und erwünschteste Kühlsystem wäre ein vollständig passives System, das kontinuierlich die nach dem Abschalten erzeugte Restwärme entfernen würde.
Mittels Flüssigmetall gekühlte Reaktoren, wie der in der US-PS 4,508,677 offenbarte, modulare Typ, die Natrium oder Natrium-Kalium als das Kühlmittel benutzen, haben zahlreiche Vorteile. Wassergekühlte Reaktoren arbeiten beim oder nahe dem Siedepunkt des Wassers. Eine merkliche Erhöhung der Temperatur führt zu einer Erzeugung von Dampf und einem erhöhten Druck. Im Gegensatz dazu haben Natrium oder Natrium-Kalium einen außerordentlich hohen Siedepunkt im Bereich von 980ºC (1.800ºF) bei einem Druck von einer Atmosphäre. Die normale Betriebstemperatur des Reaktors liegt im Bereich von etwa 480ºC (900ºF). Wegen des hohen Siedepunktes des flüssigen Metalls werden dadurch Druckprobleme, die mit wassergekühlten Reaktoren und dem durch diese erzeugten Dampf verbunden sind, beseitigt. Die Wärmekapazität des Flüssigmetalls gestattet das Erhitzen des Natriums oder Natrium-Kaliums um mehrere 100ºC, ohne daß die Gefahr des Versagens von Materialien im Reaktor besteht.
Die Reaktorkessel für mit einem Bad aus Flüssigmetall gekühlte Reaktoren sind im wesentlichen oben offene, zylindrische Tanks ohne irgendwelche Perforationen, die die Integrität der Kesselwände unterbrechen. Das Abdichten der Seiten- und Bodenwände ist wesentlich, um eine Austreten des Flüssigmetalls aus dem primären Kessel zu verhindern. Die Kesseloberflächen müssen auch zugänglich sein für die rigorosen Inspektionen, die aus Sicherheitsgründen erforderlich sind.
Im typischen, natriumgekühlten Reaktor werden zwei Niveaus von Natriumschlaufen benutzt. Üblicherweise werden eine einzelne, primäre Schlaufe und zwei oder mehr sekundäre Schlaufen benutzt. Die primäre Schlaufe enthält sehr radioaktives Natrium, das durch die Brennstäbe erhitzt wird. Die primäre Schlaufe verläuft durch Wärmeaustauscher, um die Wärme mit einer der nicht radioaktiven, sekundären Natriumschlaufen auszutauschen.
Nach dem Abschalten des Reaktors durch vollständiges Einführen der Regelstäbe wird weiter Restwärme erzeugt und gemäß der Wärmekapazität der Anlage entfernt. Nimmt man an, daß der Reaktor für eine lange Zeitdauer bei voller Leistung betrieben worden ist, dann wird während der ersten Stunde nach dem Abschalten ein Mittel von etwa 2% der vollen Leistung erzeugt. Die erzeugte Restwärme nimmt mit der Zeit ab.
Aus der obigen EP-A-0 398733 (im folgenden als Dokument D1 bezeichnet) ist ein passives Kühlsystem für einen mit Flüssigmetall gekühlten Kernspaltungsreaktor bekannt, das in Kombination die folgenden fünf Merkmale umfaßt:
(i) einen Reaktorkessel zur Aufnahme eines Bades von Flüssigmetall-Kühlmittel, in das ein Kern aus wärmeerzeugendem, spaltbarem Brennstoff im wesentlichen eingetaucht ist, wobei eine Seitenwand des Reaktorkessels eine innerste, erste Trennwand bildet;
(ii) ein Sicherheitsbehälter umgibt den Reaktorkessel im Abstand dazu im wesentlichen vollständig, und weist eine eine zweite Trennwand bildende Seitenwand auf;
(iii) ein Umlenkzylinder kreist die Länge des Sicherheitsbehälters im Abstand davon im wesentlichen ein und weist eine einkreisende Wand auf, die eine dritte Trennwand bildet;
(iv) ein Schutzkessel umgibt im wesentlichen den Sicherheitsbehälter und den ersten Umlenkzylinder im Abstand davon und weist eine Seitenwand auf, die eine vierte Trennwand bildet und
(v) ein zirkulierender Strömungskurs für flüssiges Kühlmittel, der zur umgebenden Atmosphäre hin offen ist, um Luft-Kühlmittel zirkulieren zu lassen, umfaßt mindestens einen Fallkanal mit einer Öffnung zur Atmosphäre in einem oberen Bereich davon und steht in Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum zwischen dem Schutzkessel und dem Umlenkzylinder und weist mindestens einen Steigkanal auf mit einer Öffnung zur Atmosphäre im oberen Bereich und stellt eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum zwischen dem Umlenkzylinder und dem Sicherheitsbehälter her, wobei die kühlende Strömungsmittelluft von der Atmosphäre durch den Fallraum und den Raum zwischen der vierten und dritten Trennwand nach unten und durch den Raum zwischen der dritten und zweiten Trennwand und den Steigkanal nach oben und dann hinaus in die Atmosphäre strömen kann.
Dokument D1 offenbart ein passives System zur Wärmeentfernung für mit Flüssigmetall gekühlte Kernspaltungsreaktoren im abgeschalteten Zustand, das Zerfallsund fühlbare Wärme vom Brennstoffkern und Flüssigmetall-Kühlmittel mittels innewohnender Mechanismen zur Übertragung von Wärmeenergie, wie Leitung, Strahlung, Konvektion und natürliche Konvektion von Strömungsmitteln, an die umgebende Atmosphäre überträgt. Dieses System ist vollständig passiv und arbeitet kontinuierlich durch die inhärenten Erscheinungen der natürlichen Konvektion in Strömungsmitteln, der Leitung, Konvektion und Wärmestrahlung.
Im Falle des Abschaltens eines Reaktors nach dem vollständigen Einführen von Regelstäben in den Brennstoffkern wird die durch die Brennstäbe erzeugte Wärme durch den Reaktorkessel über einen mit Inertgas gefüllten Spalt zum umgebenden Sicherheitsbehälter in erster Linie durch Wärmestrahlung übertragen, wobei ein geringer Anteil der Wärme durch Leitung und Konvektion im vorhandenen Inertgas übertragen wird. Oberflächen hohen Wärme-Emissionsvermögens, die auf der Außenseite des Reaktorkessels und im Inneren des Sicherheitsbehälters vorhanden sind, erhöhen die Effizienz der Wärmeübertragung.
Die Wärme wird dann von der äußeren Oberfläche des Sicherheitsbehälters teilweise durch Wärmestrahlung und teilweise durch direkte Konvektion zur zirkulierenden Luft in dem Durchgang zwischen dem Sicherheitsbehälter und der Abschirmung übertragen. Die Energie wird dann durch natürlich zirkulierende Luft zur Atmosphäre übertragen.
Kessel für Reaktoren vom Modular-Typ haben etwa ein Drittel des Durchmessers und etwa die gleiche Höhe wie konventionelle Kernreaktorkessel. In Modular-Reaktoren ist das Verhältnis der Oberfläche zur erzeugten Energie etwa dreimal größer als das Verhältnis der Oberfläche zur Energie in einem konventionellen und großen Reaktor.
Dies schafft genügend Oberfläche, über die die Restwärme passiv abgeführt werden kann. Die stark abstrahlenden, äußeren Oberflächen des Sicherheitsbehälters fördern auch die Wärmeübertragung.
Betrachtet man die Offenbarung des Dokuments D1 hinsichtlich der oben aufgeführten Merkmale (i) bis (v) detaillierter, dann besteht die die zweite Trennwand bildende Seitenwand aus Metall, die die dritte Trennwand bildende Seitenwand aus Metall und der Schutzkessel ist ein Betonsib. Ein Teil der äußeren Fläche der zweiten Trennwand und ein Teil der inneren Fläche der dritten Trennwand haben eine aufgerauhte Oberfläche, bestehend im wesentlichen aus im wesentlichen horizontalen Vorsprüngen, die im wesentlichen senkrecht zum Pfad des Strömungsmittels vorstehen, das darüber hinwegströmt, um den Koeffizienten der Übertragung der Konvektionswärme der Metalloberfläche zu erhöhen, um eine größere Wärmeentfernungs-Kapazität zu erhalten. Die Lehre des Dokumentes D1 ist dieses besondere Mittel zur Förderung der Wärmeentfernung durch den offenbarten, zirkulierenden Strömungskurs des Strömungs-Kühlmittels.

ZUSAMMENFASSUNG DER ERFINDUNG

Gemäß der vorliegenden Erfindung wird ein passives Kühlsystem für einen mit Flüssigmetall gekühlten Kernspaltungsreaktor geschaffen, umfassend die oben aufgeführten Merkmale (i) bis (v) des Dokumentes D1, dadurch gekennzeichnet, daß das passive Kühlsystem ein duales System ist, bei dem der zirkulierende Strömmungskurs des Kühlströmungsmittels ein erster solcher Strömungskurs ist, und das System weiter umfaßt: eine Gleitdichtung am Oberteil des Schutzkessels, um den Bereich innerhalb des Schutzkessels zu isolieren; einen zweiten Umlenkzylinder, der den Schutzkessel im Abstand im wesentlichen einkreist und eine einkreisende Wand aufweist, die eine fünfte Trennwand bildet; einen Betonsilo, das den Schutzkessel und den zweiten Umlenkzylinder im Abstand umgibt und eine sechste Trennwand schafft und einen zweiten, zirkulierenden Strömungskurs von Kühlströmungsmittel, der zur umgebenden Atmosphäre hin offen ist, um Luft-Kühlmittel zirkulieren zu lassen, und der mindestens einen Fallkanal mit einer Öffnung zur Atmosphäre in einem oberen Bereich davon umfaßt, und eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum zwischen dem Betonsilo und dem zweiten Umlenkzylinder herstellt und mindestens einen Steigkanal umfaßt, der eine Öffnung zur Atmosphäre im oberen Bereich davon aufweist und eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum zwischen dem zweiten Umlenkzylinder und dem Schutzkessel herstellt, wodurch das Kühl-Strömungsmittel Luft von der Atmosphäre durch den Fallkanal und den Raum zwischen der sechsten Trennwand und der fünften Trennwand nach unten und durch den Raum zwischen der fünften Trennwand und der vierten Trennwand und durch den Steigkanal nach oben und hinaus in die Atmosphäre strömen kann.
Gemäß der vorliegenden Erfindung können Schließventile im Fallkanal und im Steigkanal des ersten zirkulierenden Strömungskurses für Kühlströmungsmittel vorgesehen sein.
Die vorliegende Erfindung schließt somit im einzelnen einen primären, passiven Kühlkreis für die Strömung von Kühlluft ein, der benachbart der konventionellen Kombination aus Reaktorkessel und Sicherheitsbehälter angeordnet ist, um absorbierte Wärmeenergie von den äußeren Oberflächen des Sicherheitsbehälters zur Atmosphäre zu übertragen, und der kombiniert ist mit einem sekundären, passiven Reserve-Kühlsystem zum Einsatz in dem Fall eines signifikanten Bruches des Reaktorkessels und Sicherheitsbehälters.
Es ist ein Merkmal dieser Erfindung, eine Verbesserung in einem passiven Kühl- Sicherheitssystem für mit Flüssigmetall gekühlte Kernreaktoren zu schaffen, um die Zerfalls- und fühlbare Wärme unter den Bedingungen von Fehlfunktionen aufgrund von Unfällen zu entfernen.
Es ist auch ein Merkmal dieser Erfindung, Maßnahmen zur Förderung des Schutzes zu schaffen, der durch eine indirekte Kühl-Sicherheitseinrichtung für das passive Kühlen von mit Flüssigmetall gekühlten Kernreaktoren geboten wird, die einen Kern aus spaltbarem Brennstoff umfassen, der im wesentlichen in ein Bad aus Flüssigmetall- Kühlmittel eingetaucht ist.
Es ist ein anderes Merkmal dieser Erfindung, zusätzliche Schutzmaßnahmen für passive Kühl-Sicherheitssysteme in mit Flüssigmetall gekühlten Kernreaktoren zu schaffen, umfassend einen passiven Reserve-Kühlkreis zur Entfernung von Wärme bei Auftreten eines Lecks des Flüssigmetall-Kühlmittels aufgrund eines signifikanten Bruches des Reaktorkessels und Sicherheitsbehälters.
Es ist ein weiteres Merkmal dieser Erfindung, eine Einrichtung zum Verbessern der Betriebssicherheit von wärmeentfernenden Systemen für flüssigmetall-gekühlte Kernreaktoren zu schaffen, die gänzlich passiv sind und aufgrund der inhärenten Erscheinungen der natürlichen Konvektion in Strömungsmitteln, der Leitung, Konvektion und Wärmestrahlung wirksam sind.
Es ist ein weiteres Merkmal dieser Erfindung ein passives Reserve-Sicherheitssystem zur Entfernung der Zerfalls- und fühlbaren Wärme zu schaffen, die während des Abschaltens oder einer durch Unfall bedingten Unterbrechung in einem flüssigmetallgekühlten Kernreaktor erzeugt wird, und die einen wirksamen Schutz gegen die zerstörenden Wirkungen von austretendem Flüssigmetall-Kühlmittel und dessen Austritt in die Atmosphäre bietet.
Die Offenbarung von Dokument D1 bietet keine Lehre, die für das Problem der Entfernung von Wärme bei Auftreten eines Lecks von Flüssigmetall-Kühlmittel aufgrund eines signifikanten Bruches von Reaktorkessel und Sicherheitsbehälter relevant ist.
Dokument EP-A-0 397509 offenbart einen flüssigmetall-gekühlten Kernreaktor mit einem passiven Kühlsystem zum Entfernen von Restwärme, die aus dem Brennstoffzerfall während des abgeschalteten Zustandes des Reaktors resultiert. Das passive Kühlsystem umfaßt eine Vielzahl von Trennwänden, die den Reaktorkessel im Abstand umgeben und Zwischenbereiche zum Zirkulieren von wärmeübertragendem Strömungsmittel bilden, um Wärme vom Reaktorkessel zu entfernen. Das passive Kühlsystem schließt einen geschlossenen, primären Strömungsmittelkreis durch die den Reaktorkessel umgebenden Trennwände sowie einen benachbarten, sekundären, offenen Strömungsmittelkreis zum Befördern der übertragenen Wärme in die Atmosphäre ein.
Es ist in diesem Dokument ausgeführt, daß die beschriebenen Konstruktionen eine wirksame Sperre oder Schutz"wand" aus Inertgas zwischen dem Kühlmittel aus flüssigem Natrium mit irgendwelchen darin enthaltenen, radioaktiven Verunreinigungen und der zirkulierenden Umgebungs-Kühlluft, die Wärme wegführt und in die Atmosphäre abgelassen wird, schafft. Im Falle eines Bruches des doppelwandigen Reaktorkessels unter Austreten von flüssigem Natrium-Kühlmittel daraus schließt die Zwischen-Sperre aus Inertgas ein Abgeben von radioaktivem Material durch die zirkulierende Luft an die Atmospäre sowie das Potential für hohe und störende Energiefreisetzungen aufgrund einer Reaktion des sehr reaktionslähigen, flüssigen Natriums mit Luft und Wasserdampf aus. Das Problem der Entfernung von Wärme beim Austreten des Kühlmittels aus flüssigem Natrium wird in diesem Dokument jedoch nicht angesprochen. In den offenbarten Ausführungsformen führt der sekundäre Kühlmittel-Kreis nur Wärme ab, die durch den oberen Teil des primären Kühlmittelkreises dorthin übertragen wurde. Sollte daher der primäre Kühlmittelkreis versagen, wäre der sekundäre Kühlmittelkreis hinsichtlich der Wärmeentfernung unwirksam.

KURZE BESCHREIBUNG DER ZEICHNUNG

Figur 1 ist eine schematische Darstellung einer mit Flüssigmetall gekühlten Kernreaktoranlage im Querschnitt und
Figur 2 ist eine vergrößerte Ansicht, die detailliert einen Teil der Verbundstruktur von Figur 1 zeigt.

DETAILLIERTE BESCHREIBUNG DER ERFINDUNG

Mit einem Bad von Flüssigmetall gekühlte Reaktoren haben genügend Oberfläche, um die Abführung der Restwärme zu bewirken, wenn der Reaktor abgeschaltet ist. Insgesamt hat das Reaktorsystem eine relativ geringe Wärmekapazität. Es verbleibt das Problem, die Restwärme ohne merkliches Beschädigen der Sicherheitsstrukturen abzuführen. Ein vollständig passives Kühlsystem beseitigt die Abhängigkeit von mittels Energie angetriebenen Pumpen und Gebläsen sowie die Notwendigkeit des Eingriffes des Bedienungspersonals. Gleichzeitig darf der Sicherheitsbehälter selbst, aufgrund der Größeneinschränkungen bei modularen Reaktoren und der Notwendigkeit einer glatten, nicht perforierten Tankstruktur zur Verhinderung von Bereichen, in denen sich Spannungen ansammeln können, nicht strukturell modifiziert werden. Strikte Inspektions- Vorschriften erfordern auch, daß der Sicherheitsbehälter, sowohl während der Herstellung als auch des Errichtens der Struktur, einfach zu inspizieren ist.
In Figur 1 umfaßt eine Ausführungsform einer mit einem Bad aus Flüssigmetall gekühlten Kernreaktoranlage 10 einen Reaktorkessel 12, der typischerweise aus einem zylindrischen Tank besteht, der mit seiner Längsachse vertikal aufrecht angeordnet ist, und der ein mit einem entfembaren Deckel versehenes, oberes, offenes Ende aufweist. Der Reaktorkessel 12 enthält ein Bad aus Flüssigmetall-Kühlmittel 14, wie Natriummetall, wobei zur Wärmeübertragung ein wärmeerzeugender Kern aus spaltbarem Brennstoff 16 im wesentlichen vollständig in dieses Bad aus Flüssigmetall-Kühlmittel eingetaucht ist. Die Spaltung des Brennstoffes und dessen Rate wird durch neutronenabsorbierende Regelstäbe 18 beherrscht, die sich aus dem Brennstoffkern 16 heraus oder in diesen hinein bewegen.
Der Reaktorkessel 12 ist innerhalb eines ihn konzentrisch umgebenden Sicherheitsbehälters 20 eingeschlossen und weist einen Abstand dazu auf. Ein Umlenkzylinder 22 kreist im wesentlichen die Länge des Sicherheitsbehälters 20 im Abstand davon ein. Ein Schutzkessel 24 umgibt den Umlenkzylinder 22 mit dem Sicherheitsbehälter 20 und dem Reaktorkessel 12 im Abstand davon konzentrisch. Ein Betonsilo 26 enthält die konzentrisch kombinierte und einen Abstand aufweisende Anordnung des Schutzkessels 24, des Umlenkzylinders 22, des Sicherheitsbehälters 20 und des Reaktorkesseis 12.
Vorzugsweise ist der Betonsilo 26 im wesentlichen bis zu dem Ausmaß im Boden vergraben, daß der darin enthaltene Reaktorkessel 12 und die benachbarten Behälter und Zylinder zumindest unterhalb der in der Zeichnung als 28 bezeichneten Erdoberfläche angeordnet sind. Das Anordnen des Flüssigmetall enthaltenden Reaktorkessels unterhalb der Erdoberfläche schließt das Entweichen irgendwelchen Flüssigmetalls, ungeachtet des Verlustes der Integrität der Anlage, aus.
Eine Sicherheitskuppel bedeckt das offene Obere des Betonsilos, um das Austreten von radioaktiver Kontamination aus der Reaktoranlage in die Atmosphäre zu verhindern.
Die Anordnung dieser kombinierten Komponenten in sich umgebenden oder einkreisenden und beabstandeten Positionen sorgt dafür, daß ihre jeweiligen Seitenwände eine Reihe von Trennwänden mit Zwischenräumen schaffen. Spezifisch einen Raum 30 zwischen den Trennwänden, die die Seitenwände des Reaktorkessels 12 und des Sicherheitsbehälters 20 umfassen, einen Raum 32 zwischen den Trennwänden, die die Seitenwände des Sicherheitsbehälters 20 und des Umlenkzylinders 22 umfassen, einen Raum 34 zwischen den Trennwänden, die die Seitenwände des Umlenkzylinders 22 und des Schutzkessels 24 umfassen und einen Raum 36 zwischen den Trennwänden, die die Innenwand des Schutzkessels 24 und den Betonsilo 26 umfassen, der durch einen zweiten Umlenkzylinder 60 unterteilt ist.
In einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung, bei der die obigen, kombinierten Komponenten einen kreisförmigen Querschnitt haben und einander konzentrisch umgeben oder einkreisen, haben die Zwischenräume 30, 32, 34, 36 und 37 jeweils im wesentlichen ringförmige Querschnitte.
Der Sicherheitsbehälter 20, der Umlenkzylinder 22, der Schutzkessel 24 und das Betonsilo 26 sind jeweils mit mindestens einer nach oben sich fortsetzenden Wand versehen, die sich über die obersten Teile des Reaktorkessels 12 und über das Bodenniveau 28 hinaus erstrecken. Die Ringräume 32, 34 und 36, die zwiaschen den Trennwänden gebildet sind, sind daher fortgesetzt oder befinden sich in Strömungsmittel-Verbindung mit einem entsprechenden Raum zwischen den Vorsprüngen oder sich fortsetzenden Wandungen, die sich über den wärmeerzeugenden Reaktor und den ihn einschließenden Kessel 12 hinaus erstrecken. Spezifisch erstreckt sich die fortgesetzte Wand 38 vom oder benachbart dem Sicherheitsbehälter 20, die fortgesetzte Wand 40 erstreckt sich vom oder benachbart dem Umlenkzylinder 22, die fortgesetzte Wand 42 erstreckt sich vom oder benachbart dem Schutzkessel 24 und die fortgesetzte Wand 44 erstreckt sich vom oder benachbart dem Betonsilo 26.
Diese Vorsprünge oder fortgesetzten Wände, die sich von oder benachbart diesen Kesseln bzw. Behältern und Zylindern erstrecken, die die Räume 32, 34 und 36 bilden, wobei der Raum 36 durch den Umlenkzylinder 60 in die Unterräume 62 und 64 unterteilt ist, schaffen entsprechende Fortsetzungen oder Kanäle, die sich von jedem dieser Räume aus nach oben erstrecken. Die Vorsprünge oder Fortsetzungswand 38, die sich vom oder benachbart dem Sicherheitsbehälter 20 und die Vorsprünge oder Fortsetzungswand 40, die sich vom oder benachbart dem Umlenkzylinder 22 fortsetzt, bilden einen Kanal oder mindestens einen Kanal 46 in Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum 32 und erstrecken sich von dort nach oben und öffnen sich in die umgebende Atmosphäre. Die Vorsprünge oder Fortsetzungswand 40, die sich vom oder benachbart dem Umlenkzylinder 22 und die Vorsprünge oder Fortsetzungswand 42, die sich vom oder benachbart dem Schutzkessel 24 erstreckt, bilden einen Kanal oder mindestens einen Kanal 48 in Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum 34 und erstrecken sich von dort nach oben und öffnen sich in die umgebende Atmosphäre. Die Vorsprünge oder Fortsetzungswand 42, die sich vom oder benachbart dem Schutzkessel 24 und die Vorsprünge oder Fortsetzungswand 44, die sich vom oder benachbart dem Betonsilo 26 erstreckt, bildet einen Kanal oder mindestens einen Kanal 50 in Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum 36 und erstreckt sich von dort nach oben und öffnet sich in die umgebende Atmosphäre.
Der Raum 30 zwischen dem Reaktorkessel 12 und dem Sicherheitsbehälter 20 ist typischerweise mit einem Inertgas, wie Argon oder Stickstoff, gefüllt und abgedichtet. Der Sicherheitsbehälter 20 und das Zwischen-Inertgas dienen als ein Schutzmaßnahme gegen einen Bruch des Reaktorkessels 12 und den Austritt von Flüssigmetall-Kühlmittel, wie Natrium.
Der Kanal (Kanäle) 46 und der Kanal (Kanäle) 48, sind mit Isolationsventilen 52 bzw. 54 versehen, um die Räume 32 und 34 zusammen mit ihren benachbarten Kanälen von der Atmosphäre abzuschließen.
Beim Betrieb wird durch den Brennstofikern 16 erzeugte Wärme durch natürliche Konvektion des ihn umgebenden Flüssigmetall-Kühlmittels 14 zum Reaktorkessel 12 übertragen und dann hauptsächlich durch Wärmestrahlung über den Inertgas enthaltenden Raum 30 vom Reaktorkessel 12 zum Sicherheitsbehälter 20 übertragen. Die Wärme wird durch die Luft im Raum 32 absorbiert, die sich in Kontakt mit der äußeren Oberfläche des Sicherheitsbehälters 20 befindet und in der aufgrund der verminderten Dichte aufsteigenden Luft weggetragen, was einen natürlichen Zug im Raum 32 induziert. Die durch Wärme induzierte Luftströmung setzt sich vom Raum 32 aus durch den Kanal (Kanäle) 46 und hinaus in die Atmosphäre fort, wo die Wärme verteilt wird. Diese durch Wärme induzierte Luftströmung nach oben und durch den Raum 32 und den Kanal 48 hinaus zieht Luft von der Atmosphäre in den Kanal (Kanäle) 48 und durch den Raum 34 nach unten. Vom Raum 34 strömt die kalte, atmosphärische Luft unter der unteren Kante des Umlenkzylinders 22 nach oben in den Raum 32, wo sie von der heißen, äußeren Oberfläche des Sicherheitsbehälters 20 erhitzt wird und die zirkulierende Kühlströmung durch das Hilfs-Sicherheitskühlsystem fortsetzt, um die Wärme in die Atmosphäre abzuführen. Dieser durch Wärme bewegte Kühlkurs durch die Kanäle und/oder Räume 48, 34, 32 und 46 umfaßt den Hilfs-Sicherheitskühlkreis oder die Hilfs- Sicherheitskühlschlaufe 56.
Fortgesetzte Wärmeabgaben vom Brennstoffkern und die Übertragung zur Luft im Raum 32 setzt die kühlende Luftströmung durch den Hilfs-Sicherheitskühlkreis 56 und die Abführung der Wärme an die umgebende Atmosphäre fort.
Untersuchungen der thermischen Leistungsfähigkeit des Systems zeigen, daß die maximale, mittlere Auslaßtemperatur des Kern-Natriums für eine Entfernung der Zerfallswärme etwa 615ºC (1.140ºF) beträgt, was gut unterhalb der gegenwärtigen ASME- Betriebstemperaturgrenze von 650ºC (1.200ºF) liegt, die auf nominellen Berechnungen beruht.
Ein extremer und unwahrscheinlicher Vorfall, der aus Sicherheits-Überlegungen vorgeschlagen wurde, ist das unwahrscheinliche Reißen sowohl des Reaktorkessels 12 als auch des Sicherheitsbehälters 20. Ein solcher Vorfall würde das Austreten des Flüssigmetall-Kühlmittels, typischerweise Natrium, aus dem Reaktorkessel 12 und durch den Sicherheitsbehälter 20 in die Räume 32 und 34 gestatten und möglicherweise die Strömung von Kühlluft durch diese Räume blockieren und zwingend das Niveau des im Reaktorkessel verbliebenen Kühlmittels zur Übertragung von Wärme weg vom Brennstofikern 16 verringern. Heißes Flüssigmetall-Kühlmittel, wie das üblicherweise benutzte Natrium, das aus den Begrenzungen des Reaktorkessels und Sicherheitsbehälters austritt, würde zu exothermen, chemischen Reaktionen, Natrium-Feuern und/oder einer schweren Freisetzung von radioaktivem Material in die umgebende Atmosphäre führen. Ein solcher Vorfall und ein solches Austreten von Kühlmittel, das die Zirkulation der Kühl-Luft durch die Räume 32 und 34 behindert, verhindert den Betrieb des passiven Sicherheitssystems zur Entfernung der Zerfalls- und meßbaren Wärme, wodurch die resultierende Überhitzung eine merkliche Beschädigung der strukturellen Komponenten der Reaktoranlage verursachen kann, was die Zerstörung und die Gefahren erweitert.
Gemäß der Erfindung ist ein Reserve- oder sekundäres Hilfs-Sicherheits-Kühlsystem 58 geschaffen, um sich mit dem signifikanten Austreten von Flüssigmetall-Kühlmittel aufgrund eines Bruches sowohl des Reaktorkessels 12 als auch des Sicherheitsbehälters 20 zu befassen.
Wie die Zeichnung zeigt, ist ein Umlenkzylinder 60 vorgesehen, der sich zwischen dem Betonsilo 26 und dem Schutzzylinder 24 nach unten erstreckt und die Länge des Schutzzylinders im wesentlichen umgibt. Der Umlenkzylinder 60, der sich nicht bis zum Boden des Betonsilos erstreckt, unterteilt den Raum 36 in zwei ringförmige Unterräume, den Unterraum 62 zwischen dem Betonsilo 26 und dem Umlenkzylinder 60 und dem Unterraum 64 zwischen dem Umlenkzylinder 60 und dem Schutzkessel 24. Die Unterräume 62 und 64 befinden sich in Strömungsmittel-Verbindung unter dem unteren Ende des Umlenkzylinders 60.
Der Reserve-Sicherheits-Kühlkurs 58 umfaßt mindestens eine sich nach oben fortsetzende Wand 44, die sich vom oder benachbart dem Betonsilo 26 nach oben über das Niveau des Erdbodens 28 hinaus erstreckt. Wand 44 und Wand 42 bilden einen ringförmigen Bereich, der durch radialartige Trennwände, die sich von einer Wand zur anderen erstrecken, in Abschnitte unterteilt werden kann, um mehrere Kanäle zu bilden, die von der Atmosphäre nach unten in den Raum 36 zwischen den Betonsilo 26 und den Schutzkessel 24 führen. Mindestens ein Abschnitt, der den Kanal (Kanäle) 66 bildet, stellt eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Unterraum 62 zwischen dem Betonsilo 28 und dem Umlenkzylinder 60 her, und mindestens ein Abschnitt, der den Kanal (Kanäle) 68 bildet, stellt eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Unterraum 64 zwischen dem Umlenkzylinder 60 und dem Schutzkessel 24 her. Beide Unterräume 62 und 64 befinden sich somit in Verbindungmit der äußeren Atmosphäre und in Strömungsmittel-Verbindung miteinander in dem Bereich unterhalb des unteren Endes des Umlenkzylinders 60.
Eine Dichtung 70 kann zwischen dem oberen Teil des Schutzkessels 24 und der Wand 42 vorgesehen sein. Im Falle eines Doppelbruches des Reaktorkessels 12 und des Sicherheitsbehälters 20, der zu einem beträchtlichen Austreten von Flüssigmetall-Kühlmittel in die Räume 32 und 34 führt, werden die Ventile 52 und 54 in den Kanälen 46 und 48 geschlossen, um zu verhindern, daß radioaktive Materialien in die Atmosphäre entweichen. Die Wärme des in die Räume 32 und 34 ausgetretenen, flüssigen Metalls gelangt in den Raum 36 und führt zum Aufsteigen von Luft im Unterraum 64, die die Wärme durch den Kanal (Kanäle) 68 in die Atmosphäre abführt. Diese durch Wärme induzierte Luftströmung vom Unterraum 64 zieht Luft von der Atmosphäre durch den Kanal (Kanäle) 66 in den Unterraum 62 und dann unter dem Umlenkzylinder 60 entlang und in umgekehrter Richtung in den Unterraum 62, wodurch eine zirkulierende Kühlluftströmung durch den Reserve-Sicherheits-Kühlkurs 58 fortgesetzt wird, und dies so lange, wie Wärme erzeugt und in den Raum 36 oder Unterraum 64 übertragen wird.
Dieses Reserve-Sicherheits-Kühlsystem 58 ist separat von dem primären Hilfs- Sicherheitskühlkurs 56, und die Kühlluft-Unterräume 62 und 64 und die Kanäle 68 und 66 sind nicht abgeschlossen, wenn die Isolationsventile 52 und 54 geschlossen sind. Darüber hinaus gibt es keinen direkten Kontakt zwischen der Kühlluft und dem Flüssigmetall-Kühlmittel, das typischerweise Natrium umfaßt. Die Reaktorwärme wird durch diesen Reservekurs 58 zu allen Zeiten entfernt, die die Bedingungen des normalen Reaktorbetriebs und die Betriebsbedingungen der Hilfs-Sicherheitskühlung 56 zur Entfernung von Zerfallswärme einschließen. Die Wärmeabfuhr durch den Reservekurs 58 verstärkt sich merklich, wenn der Schutzkessel 24 teilweise mit heißem Flüssigmetall-Kühlmittel nach einem postulierten Doppelleck im Kessel 12 und im Behälter 20 gefüllt ist, und das normale Betriebsniveau 80 an Flüssigmetall-Kühlmittel des Reaktorkessels 12 auf das Niveau 82 innerhalb des Reaktorkesels 12 bei einem Doppelleck gefallen ist. Die Analyse zeigt, daß die Wärmeabfuhr durch dieses Reservesystem maximale Temperaturen der Masse des Flüssigmetall-Kühlmittels unter einer Design-Grenze hält, um zerstörerische und/oder schädliche Ergebnisse auszuschließen.
Eine Ausführungsform dieser Erfindung umfaßt ein Design, um die Auswirkungen von Erdbeben zu handhaben. Dieses Design umfaßt einen Verbund aus dem Reak torkessel 12 und dem ihn einschließenden Sicherheitsbehälter 20, die von einer darüberliegenden Superstruktur 72 herabhängen, die andere erdbebenempfindliche Anlagen- Komponenten einschließt. Die den Kessel tragende Superstruktur 72 ist auf einer seismisch isolierenden Einrichtung montiert und wird von dieser getragen, die auf einer festen Baugrundlage 74 ruht, die einen oberen Bauteil 44 des in die Erde eingelassenen Betonsilos 26 umfaßt. Die den Reaktorkessel 12 und den Sicherheitsbehälter 20 tragende Superstruktur 72 kann somit auf Stoßabsorbern 76, wie Federn, Gummikissen, hydraulischen Absorbern und ähnlichem, montiert und getragen werden, die an einer oberen, ringförmigen Oberfläche oder einem Flansch 78 fixiert sind, der sich um das in der Erde eingebettete Silo 26 erstreckt und die fixierte Struktur 74 umfaßt.

Claims

1. Passives Kühlsystem für einen mit Flüssigmetall gekühlten Kernspaltungsreaktor (10), umfassend:

einen Reaktorkessel (12) zur Aufnahme eines Bades aus Flüssigmetall-Kühlmittel (14), in das ein Kern aus wärmeerzeugendem, spaltbarem Brennstoff im wesentlichen eingetaucht ist, wobei eine Seitenwand des Reaktorkesseis eine innerste, erste Trennwand bildet;

einen Sicherheitsbehälter (20), der den Reaktorkessel (12) im Abstand im wesentlichen umgibt, und der eine Seitenwand aufweist, die eine zweite Trennwand bildet; einen Umlenkzylinder (22), der den Sicherheitsbehälter (20) im Abstand im wesentlichen einkreist und eine einkreisende Wandung aufweist, die eine dritte Trennwand bildet;

einen Schutzkessel (24), der den Sicherheitsbehälter (20) und den Umlenkzylinder (22) im Abstand im wesentlichen umgibt, und der eine Seitenwand aufweist, die eine vierte Trennwand bildet und

einen zirkulierenden Strömungskurs (56) für Kühlströmungsmittel, der zur umgebenden Atmosphäre hin offen ist, um Luft-Kühlmittel zirkulieren zu lassen, und der mindestens einen Fallkanal (48) mit einer Öffnung zur Atmosphäre in einem oberen Bereich davon umfaßt und eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum (34) zwischen dem Schutzkessel (24) und dem Umlenkzylinder (22) herstellt und mindestens einen Steigkanal (46) umfaßt, der eine Öffnung zur Atmosphäre im oberen Bereich davon aufweist, und eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum (32) zwischen dem Umlenkzylinder (22) und dem Sicherheitsbehälter (20) herstellt, wodurch das Kühl-Strömungsmittel Luft von der Atmosphäre durch den Fallkanal (48) und den Raum (34) zwischen der dritten und vierten Trennwand nach unten und durch den Raum (32) zwi schen der dritten und zweiten Trennwand und im Steigkanal (46) nach oben und hinaus in die Atmosphäre strömen kann,

dadurch gekennzeichnet, daß das passive Kühlsystem ein duales System ist, bei dem der zirkulierende Strömungskurs (56) des Kühlströmungsmittels ein erster solcher Strömungskurs ist, und das System weiter umfaßt:

eine Gleitdichtung (70) am Oberteil des Schutzkessels (24), um den Bereich innerhalb des Schutzkessels (24) zu isolieren;

einen zweiten Umlenkzylinder (60), der den Schutzkessel (24) im Abstand im wesentlichen einkreist und eine einkreisende Wand aufweist, die eine fünfte Trennwand bildet;

ein Betonsilo (26), das den Schutzkessel (24) und den zweiten Umlenkzylinder (60) im Abstand umgibt und eine sechste Trennwand schafft und

einen zweiten, zirkulierenden Strömungskurs (58) von Kühlströmungsmittel, der zur umgebenden Atmosphäre hin offen ist, um Luft-Kühlmittel zirkulieren zu lassen, und der mindestens einen Fallkanal (66) mit einer Öffnung zur Atmosphäre in einem oberen Bereich davon umfaßt, und eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum (62) zwischen dem Betonsilo (26) und dem zweiten Umlenkzylinder (60) herstellt und mindestens einen Steigkanal (68) umfaßt, der eine Öffnung zur Atmosphäre im oberen Bereich davon aufweist und eine Strömungsmittel-Verbindung mit dem Raum zwischen dem zweiten Umlenkzylinder (60) und dem Schutzkessel (24) herstellt, wodurch das Kühl-Strömungsmittel Luft von der Atmosphäre durch den Fallkanal (66) und den Raum (62) zwischen der sechsten Trennwand und der fünften Trennwand nach unten und durch den Raum zwischen der fünften Trennwand und der vierten Trennwand und durch den Steigkanal (68) nach oben und hinaus in die Atmosphäre strömen kann.

2. Kühlsystem nach Anspruch 1, worin der Reaktorkessel (12) im wesentlichen unterhalb des Erdniveaus (28) vergraben angeordnet ist.

3. Kühlsystem nach Anspruch 1 oder 2, worin der Reaktorkessel (12), der Sicherheitsbehälter (20), der erste Umlenkzylinder (22), der Schutzkessel (24) und der zweite Umlenkzylinder (60) jeweils einen kreisförmigen Querschnitt von entsprechend zunehmendem Durchmesser aufweisen, und sie konzentrisch mit ihren Seitenwandungen angeordnet sind und beabstandete Trennwände schaffen, die ringförmige Zwischenbereiche bilden.

4. Kühlsystem nach einem der Ansprüche 1 bis 3, worin Schließventile (52,54) im Fallkanal (48) und im Steigkanal (46) des ersten zirkulierenden Strömungskurses (56) für Kühlströmungsmittel vorgesehen sind.

5. Kühlsystem nach einem der Ansprüche 1 bis 4, worin eine Überstruktur (72) den Betonsilo (26) überbrückt und durch diesen getragen ist, wobei der Reaktorkessel (12) und der Sicherheitsbehälter (20) von der Überstruktur herabhängen.

6. Kühlsystem nach Anspruchs, worin die Überstruktur (72) von dem Betonsilo (26) getrennt ist und auf diesem mittels Erdbeben-Stoßdämpfern (76) getragen ist.