DE2220491C3 - Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft ein Kernkraftwerk, bei dem eine Sicherheitshülle einen in einem Reaktordruckbehälter angeordneten Kernreaktor und ein Brennelementlager einhüllt, bei dem ein äußeres Gebäude die Sicherheitshülle und eine Ladevorrichtung zum Umladen der Brennelemente aus einem oder in einen Brennelement-Transportbehälter umgibt und bei dem der die Ladevorrichtung umgebende Teil des Gebäudes mit der Umgebung des Gebäudes durch eine Schleuse für die Transportbehälter verbunden ist.

Der aus der US-PS 32 00 043 bekannte Kernreaktor der oben genannten Art wird mit Gas gekühlt. Der Brennelementwechsel erfolgt während des Betriebes durch Fernbedienung von außen, so daß die den Reaktordruckbehälter einschließende Sicherheitshülle nicht betreten zu werden braucht. Der während des Betriebes stattfindende ständige Brennelementwechsel eignet sich jedoch nicht für Leichtwasserreaktoren. Diese werden bekanntlich zum Brennelementwechsel abgeschaltet, so daß in einem möglichst kurzen Zeitraum ein Drittel des gesamten Reaktorkerns mit mehr als hundert Brennelementen ausgewechselt wird. Zur Handhabung so großer Mengen wird die SieherheitshüMe betreten, und zwar bisher nicht nur beim Wechsel selbst, sondern auch bei dem dann anschließen den Abtransport der Brennelemente, bei dem nur jeweils wenige Elemente nut einem rund 100 t schweren und entsprechend unhandlichen Transportbehälter befördert werden konnten.

Gegenüber der Anlage nach der US-PS 32 00 043 geht die Erfindung von der Aufgabe aus, das Betreten der Sicherheitshülle durch Bedienungspersonal auch für Leichtwasserreaktoren mit ihrer oben genannten Betriebsweise möglichst weitgehend zu vermeiden. S Erfindungsgemäß gelingt dies dadurch, daß das Brennelementlager ein wassergefülltes Becken für mindestens die Hälfte der Brennelemente eines leichtwassergekühlten Kernreaktors ist, daß die Ladevorrichtung im Zwischenraum von Sicherheitshülle und

ίο äußerem Gebäude angeordnet und ebenfalls mit einem wassergefüllten Becken versehen ist und daß sich zwischen den beiden Becken eine Brennelementschleuse befindet.
Mit dem innenliegenden Lagerbecken kann der Brennelementwechsel schnell erfolgen, und zwar auch schneller als bei bekannten Leichtwasserreaktoren, deren Brennelement-Lagerbecken außerhalb der Sicherheitshülle in einem besonderen Beckengebäude liegt Deshalb ist die für die Kosten des Kraftwerkes wesentliche Stillstandszeit nur kurz. Andererseits ist es nicht mehr erforderlich, das Gebäude während des Reaktorbetriebes zu betreten, wie dies bisher für die Handhabung des schweren Brennelement-Transportbehälters notv/endig war. Vielmehr kann die Handhabung der Brennelemente mit der erfindungsgemäßen Schleuse durch Fernbedienung vorgenommen werden. Erst außerhalb der Sicherheitshülle werden die Brennelemente dann in einen Transportbehälter umgeladen.
Aus der US-PS 32 98 746 ist zwar bereits eine als Schleuscnanlage wirkende Beförderungseinrichtung für Brennelemente bekannt, die hydraulisch durch ein Verbindungsrohr transportiert werden, das aus der den Reaktordruckbehälter einschließenden Sicherheitshülle in ein außerhalb gelegenes Beckengebäude führt. Das Beckengebäude ist aber ein besonderer Raum, der nur mit großem Aufwand entsprechend den heutigen Sicherheitsvoristellungen zu schützen ist. Bei der Erfindung ergibt sich dagegen durch die Anordnung im Zwischenraum von Sicherheitshülle und äußerem Gebäude eine dem Reaktordruckbehälter benachbarte und durch bisher schon vorhandene Bauten sichere Anordnung der Ladevorrichtung mit denkbar geringstem Aufwand. Vor allem aber fehlt beim bekannten ein inneres Becken, so daß der Brennelementwechsel und damit die Ausfallzeit der Kernreaktoranlage länger dauern muß als bei der Erfindung.

Vorteilhafterweise umfaßt die Schleuse ein die Sicherheitshülle durchdringendes Schleusenrohr, dessen lichter Querschnitt 0,05 bis 0,3 m² beträgt. Dies reicht für dei: Transport üblicher Brennelemente aus und kann dennuch, wie gefunden wurde, mit bekannten Mitteln für alle Belastungen ausgelegt werden, die z. B. durch Druck und Temperatur im Inneren der Sicherheitshülle entstehen können. Dabei kann man einen Kompensator zwischen dem Schleusenrohr und der Sicherheitshüile vorsehen, womit ein dichtungsloser Dehnungsausgleicher gemeint ist, wie er z. B. in dem Buch »Rohrleitungen« von Dr.-Ing. S. Schwaigerer, Springerverlag Berlin/Heidelberg/New York, 1967, Seiten 334 und 342 beschrieben ist.

DaL Brennelement-Lagerbecl.en, das bei Leichtwasserreaktoren mit Wasser gefüllt ist, hat einen Wasserspiegel für den Normalbetrieb und einen darunterliegenden Wasserspiegel, der als Mindestwasserspiegel bezeichnet wird, weil er bei der Mindestmenge an Wasser vorliegt, die für die Kühlung von Brennelementen im Brennelement-Lagerbecken erforderlich ist. Oberhalb dieses Mindestwasserspiegels sollte das

Schleusenrohr angeordnet sein, damit bei einem Versagen der Schleuse sichergestellt ist, daß der Mindestwasserspiegel nicht unterschritten werden kann.

Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folgenden anhand der Zeichnung zwei Ausführungsbeispiele beschrieben. In den F i g. 1 und 2 ist eine erste Ausführungsform dargestellt

Im einzelnen ist mit 1 die Sicherheitshülle eines Druckwasserleistungsreaktors für z.B. 1000 MWe bezeichnet. Die Sicherheitshülle ist eine Stahlkugel. Sie umschließt den nicht dargestellten Reaktordruckbehälter, der ebenfalls aus Stahl besteht, und die wesentlichen Elemente des primären Kühlkreises. In der Wand der Sicherheitshülle ist, wie Fig.2 zeigt, eine Schleuse 2 vorgesehen, die für die größten in den Reaktor zu transportierenden Elemente ausgelegt ist. Diese Schleuse ist naturgemäß sehr aufwendig und auch nur mit entsprechend großem Aufwand zu bedienen.

Im Inneren der Sicherheitshülle ist neben einem für den Reaktordruckbehälter vorgesehenen Raum 4 ein Brennelement-Lagerbecken 5 angeordnet, das von den Betonwänden 6 begrenzt wird. Das Brennelement-Lagerbecken enthält ein Lagergestell 7 für Brennelemente, das sich unter dem normalen Flüssigkeitsspiegel 8 befindet. Für praktisch ausgeführte Reaktoren werden für einen vollständigen Kern z.B. 121 oder 157 Brennelemente vei wendet. Die Brennelemente haben üblicherweise einen quadratischen Querschnitt von z. B. 220 χ 220 mm. Ihre Länge liegt im allgemeinen zwischen 3 und 4 m und entspricht damit der Höhe des Reaktorkernes. Mindestens die Hälfte dieser Brennelemente kann im Brennelement-Lagerbecken untergebracht werden.

Im Brennelement-Lagerbecken ist der Mindestflüssigkeitsspiegel 9 strichpunktiert eingezeichnet. Damit ist der Spiegel derjenigen Wassermenge bezeichnet, die mindestens im Brennelement-Lagerbecken vorhanden sein muß, um auch im Notfall eine noch ausreichende Kühlung der Brennelemente zu gewährleisten. Für den Normalbetrieb, insbesondere aber für den Brennelementwechsel, ist der höhere Flüssigkeitsstand 8 vorgesehen. Zwischen diesen beiden Flüssigkeitsspiegeln liegt ein metallisches Schleusenrohr 10, das bei 11 mit der Sicherheitshülle druckdicht verbunden ist. Die Schleusenkammer 12 innerhalb des Rohres 10 ist an ihren beiden Enden mit zwei Schiebern 13 und 14 verschließbar. Von diesen ist der Schieber 13 mil. der Wand des Brennelement-Lagerbeckens 5 dicht verbunden. Der Schieber 14 ist dagegen über einen Kompensator 16 mit dem bei U in die Sicherheitshülle eingeschweißten Rohr flüssigkeits- und druckdicht verschweißt oder verschraubt.

Zum Transport werden die nicht gezeichneten Brennelemente mit einer Schwenkvorrichtung IS aus dem Gestell 7 des Lagerbeckens 5 herausgehoben. Sie gelangen dabei unter der Einwirkung des mit einem Seil 18 ausgerüsteten fernbetätigten Stellantriebes 19 aus der vertikalen in eine horizontale Lage. In dieser Lage werden sie in das ebenfalls horizontal verlaufende Schleusenrohr 10 gebracht. Dabei wird ein Wagen 20 benutzt, der nach dem Passieren der Schleuse in einer zweiten Schwenkvorrichtung 22 außerhalb der Sicherheitshülle wieder in die Vertikallage gebracht werden kann.

Die Schwenkvorrichtung 22 gehört zu einer Ladevorrichtung 24, die in einem die Sicherheitshülle 1 umschließenden äußeren Gebäude 23 untergebracht ist.

Die Ladevorrichtung 24 ist zum Be- und Entladen des Lagerbeckens 5 mit Brennelementen flutbar ausgebildet Sie besitzt eine Ladeöffnung 26 im Boden 27. Dort kann ein Brennelement-Transportbehälter 28 an ein Futterrohr 29 dicht angeschlossen werden, so daß der Raum 30 unterhalb der Ladevorrichtung 24 auch beim Fluten der Ladevorrichtung frei bleibt Die Schwenkvorrichtung 22 kann seitlich entladbar sein, um an Bauhöhe zu sparen.

ro Der Transportbehälter 28 kann mit einer zur Ladevorrichtung 24 gehörenden Laufkatze 31 be- und entladen werden. Er steht auf einem Wagen 32, der auf Schienen 33 bewegbar ist Die Schienen 33 führen, wie die F i g. 2 zeigt aus der Ladevorrichtung 24 durch eine dicht verschließbare Tür 35, die zu einer lufttechnischen Schleuse gehört, zu einem Stahlgerüst 36. An diesem ist ein als Laufkatze 34 ausgebildetes Hebezeug vorgesehen, das auch die Reaktorteile transportieren kann, die durch die Schleuse 2 in die Sicherheitshülle gebracht werden sollen. Mit dem Hebezeug kann der Transportbehälter 28 am Stahlgerüst 36 vom Wagen 32 heruntergenommen und z. B. auf einen Eisenbahnwagen gesetzt werden, der auf Schienen 37 an das Kernkraftwerk herangefahren wird.

Die verschiedenen Transportgeräte, wie Laufkatze, andere Hebezeuge, Schwenkvorrichtungen, Schleusenschieber usw, werden von einem im Gebäude 23 außerhalb der Sicherheitshülle 1 liegenden Kommandoraum gesteuert von dem die außerhalb der Hülle

;jo liegenden Teile unmittelbar einzusehen sind, während die Teile im Inneren der Hülle 1 durch Fernsehkameras überwacht werden.

Fig. 3 zeigt einen Querschnitt durch eine zweite Ausführungsform. Die Ladevorrichtung liegt im Zwischenraum 80 zwischen der Sicherheitshülle 1 und einem diese mit Abstand exzentrisch umgebenden Schalenbauwerk 81, das als äußerer Schutz, z. B. gegen abstürzende Flugzeuge, für die Sicherheitshülle vorgesehen ist. Im Zwischenraum 80 können neben dem Lagergestell 83 für neue Brennelemente alle wt-iteren als Strahlungsträger denkbaren Bestandteile der Reaktoranlage, z. B. Kühlwasseraufbereitungsanlagen, untergebracht und damit gegen äußere Einwirkungen geschützt werden.

Aus dem Schalenbauwerk 81 führen als Transportweg der Ladevorrichtung 24 radial nach außen verlaufende Schienen 85, die in dem an das Schalenbauwerk 81 unmittelbar anschließenden Bereich von einer lufttechnischen Schleuse 86 mit den Türen 87 und 88 umgeben ist. Die Schleuse 86 besitzt ein gestrichelt angedeutetes Hebezeug 90 zum Umsetzen der Brennelement-Transportbehälter von einem der Ladevorrichtung 24 zugeordneten Transportwagen auf einen Eisenbahnwagen oder einen Lastkraftwagen. Der Transportwagen kann vorteilhaft mit einer Hebevorrichtung ausgerüstet werden, die Transportbehälter von unten dicht gegen die öffnung 26 der Ladevorrichtung 24 zu setzen gestattet.

Die Schleuse 86 kann mit einem dem Schalenbauwerk 81 benachbarten Reaktorhilfsgebäude 92 baulich vereinigt sein. Sie kann ferner für den Fall einer Zwillingsanordnung von zwei Reaktoranlagen als Verbindung zwischen den diesen zugehörigen Ladestationen ausgebildet sein, die einander zugekehrt sind. Für die::n Fall wird die Schleuse 86 mit einer gestrichelt angedeuteten Drehscheibe 93 ausgerüstet, die zu der dann an der Seitenwand gegenüber dem Hilfsgebäude 92 angeordneten Tür 88 führt.

Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

Claims (4)

Patentansprüche:

1. Kernkraftwerk, bei dem eine Sicherheitshülle einen in einem Reaktordruckbehälter angeordneten Kernreaktor und ein Brennelementlager einhüllt, bei dem ein äußeres Gebäude die Sicherheitshülle und eine Ladevorrichtung zum Umladen der Brennelemente aus einem oder in einen Brennelement-Transportbehälter umgibt und bei dem der die Ladevorrichtung umgebende Teil des Gebäudes mit der Umgebung des Gebäudes durch eine Schleuse für die Transportbehälter verbunden ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennelementlager ein wassergefülltes Becken (5) für mindestens die Hälfte der Brennelemente eines leichtwassergekühlten Kernreaktors ist, daß die Ladevorrichtung (24) im Zwischenraum von Sicherheitshüüe (1) und äußerem Gebäude (23) angeordnet und ebenfalls mit einem wassergefüllten Becken versehen ist und daß sich zwischen den beiden Becken eine Brennelementschleuse (10) befindet.

2. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Schleuse ein die Sicherheitshülle (1) durchdringendes Schleusenrohr (10) umfaßt, dessen lichter Querschnitt 0,05 bis 0,3 m² beträgt.

3. Kernkraftwerk nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch einen zum Dehnungsausgleich dienenden Kompensator (16) zwischen dem Schleusenrohr (10) und der Sicherheitshülle (1).

4. Kernkraftwerk nach Anspruch t, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Schleusenrohr (10) oberhalb des für die Kühlung der Brennelemente im Notfall erforderlichen Mindestwasserspiegels (9) im Brennelement-Lagerbecken (5) angeordnet ist.