Gas- oder dampfgekühlter Kernreaktor Die Erfindung bezieht sich auf einen gas- oder dampfgekühlten Kernreaktor, bei dem der Reaktorkern mit seinem Zubehör samt Kühlsystem in einem inneren Druckbehälter eingeschlossen ist, der von einem inneren Druckbehälter umgeben ist, in dem ein Gasdruck auf recht erhalten wird.
Reaktoren, die durch Umwälzen von unter hohem Druck stehenden Gasen oder Dämpfen gekühlt werden, haben bisher den Nachteil, dass bei einem durch Störung bedingten Abfall des Druckes des Kühlmittels die Kühl leistung stark zurückgeht. Man hat daher bisher nicht gewagt, den Druck auf verhältnismässig hohe Werte anzuheben, weil sonst im Falle eines Druckverlustes die Reaktornachwärme, d.h. die nach der Beendigung der Kettenraktion im Reaktorkern freiwerdende Wärme, nicht mehr sicher und ohne grössere Beschädigungen der Anlage abzuführen wäre. Unter Umständen kann es sogar zum Schmelzen des Brennstoffs kommen.
Die Reaktornachwärme beträgt nach Auslaufen der Kettenreaktion in vielen Fällen etwa 6a/o der vollen Leistung und geht danach nur langsam zurück. In gewisser Annäherung ist bei gleichbleibender Gebläse drehzahl und vorgegebener Aufwärmespanne die Kühllei stung des umgewälzten Mediums angenähert proportio nal dem Druck. Demnach dürfte der Mediumdruck im Störungsfall nicht weiter als auf 6% des vollen Wertes absinken, wenn eine sichere Abfuhr der Nachwärme gewährleistet sein soll.
Da die normale Grenze für den Druckabfall die Aussenatmosphäre ist, errechnet sich der zugehörige volle Mediumdruck zu theoretisch etwa 17 ata. Das heisst, bis 17 ata Kühlmediumdruck wäre im Falle von störungsbedingter Druckentlastung eine sichere Abfuhr der Reaktornachwärme noch möglich. Wegen der geringen Wahrscheinlichkeit für einen vollständigen Druckverlust im Primärsystem lässt man in der Praxis für diesen Störfall jedoch gewisse Temperaturanstiege und auch begrenzte Schädigungen zu und geht bis auf Höchstwerte von 40 bis 60 ata für den Kühlmedium druck.
Auf jeden Fall ist festzustellen, dass Druckverluste bei gasgekühlten Reaktoren bisher einen der schwersten Störungsfälle dieses Systems darstellen und dieses Risiko entscheidend für dessen derzeitige Leistungsbegrenzung ist. Um diesen Nachteil zu umgehen, hat man vorgeschla gen, Druckbehälter zu bauen, die nicht explosionsartig zerstört werden können. Eine derartige Eigenschaft ha ben beispielsweise gewisse Spannbetondruckbehälter oder aus Einzelelementen aufgebaute Behälter, bei denen jedes Element für sich und unabhängig von den anderen Elementen Belastungskomponenten aufnimmt. Solche Behälter sind zwar gegen schlagartige Zerstörung ge schützt, nicht jedoch gegen mehr oder weniger schnelles Gasausströmen.
Man hat weiter vorgeschlagen, gasgekühlte Reaktoren mit einem dichten Containment zu umgeben, in dem sich bei einem Entweichen des Primärgases ein gewisser Druck aufbaut, der die Notkühlung des Reaktorkerns erleichtern soll. Eine deratige Massnahme ist in ihrer Wirksamkeit sehr begrenzt und hat vor allem den grossen Nachteil, dass das Containment im Falle der gefährlich sten Störung schlagartig beansprucht wird, was seine Sicherheit ungünstig beeinflusst.
Besonders kritisch ist der Störungsfall eines Gas druckverlustes bei schnellen Reaktoren, wo man grosse spezifische Wärmeleistungen erreichen will und deshalb in verstärktem Masse auf hohe Betriebsdrücke angewie sen ist.
Die Erfindung hat sich zur Aufgabe gestellt, den genannten Hauptnachteil von gas- bzw. dampfgekühlten Reaktoren endgültig und vollkommen zu beseitigen und damit den Weg für ihre noch wirkungsvollere Ausnut zung zu öffnen. Sie besteht darin, gas- oder dampfgekühl te Kernreaktoren, bei denen der Reaktorkern mit seinem Zubehör samt Kühlsystem in einem inneren Druckbehäl ter eingeschlossen ist, der von einem äusseren Druck behälter umgeben ist, in dem ein Gasdruck von minde stens einigen Atmosphären aufrechterhalten wird, so auszubilden, dass der Gasdruck im äusseren Druck behälter minimal einen Druck von einigen Atmosphären und maximal einen Druck aufweist, der um einige Atmosphären .unter dem Kühlmediumdruck liegt.
Vorzugsweise ist vorgesehen, den Gasdruck im äusse- ren Druckbehälter so hoch zu legen, dass bei einem Ausgleich mit dem Kühlsystem dessen Druck nicht unter einen Wert absinkt, bei dem die durch die Gebläse umgewälzte Mediummenge nicht mehr zur Abfuhr der Reaktornachwärme ausreicht.
Ferner ist bei einer Ausführungsform vorgesehen, dass das Volumen des äusseren Druckbehälters erheblich grösser als das des Kühlsystems ist, so dass bei einem Druckausgleich zwischen beiden Systemen der Druck anstieg im äusseren Druckbehälter nur unbedeutend ist.
Durch diese Massnahmen soll erreicht werden, dass um das Kühlsystem eine künstliche Atmosphäre geschaf fen wird, deren normaler Druck wesentlich höher liegt als der äussere Atmosphärendruck. Da das Verhältnis des Kühlmediumdrucks zum umgebenden Druck aus Sicher heitsgründen einen bestimmten Wert nicht übersteigen darf, kann der absolute Kühlmediumdruck entsprechend dem in Atmosphären ausgedrückten Druckniveau der künstlichen Atmosphäre gegenüber den bisherigen Anla gen angehoben werden. Ein Druckverlust des äusseren Druckbehälters ist für die Sicherheit nicht nachteilig, weil das Kühlsystem davon nicht beeinflusst wird.
So bald man ein Nachlassen des Druckes im äusseren Druck behälter feststellen sollte, kann man die Anlage vor- schriftsmässig abfahren und den Schaden beheben.
Im Prinzip könnte man für einen vorgegebenen Kühlmediumdruck den Druck im äusseren Druckbehäl ter mehr oder weniger hoch auslegen, doch ist es häufig zweckmässig, ihn aus technischen oder wirtschaftlichen Gründen nur so hoch anzusetzen, dass nach einem eventuellen Ausgleich beider Drücke die Gebläse gerade noch die Reaktornachwärme sicher abführen können. Die Zweckmässigkeit, das Volumen des äusseren Druck behälters erheblich grösser als das des Kühlsystems zu bemessen, folgt daraus, dass dann die Menge im Kühlsy stem trotz des dort höheren Druckes klein bleibt gegen über der Gesamtmenge nach der Mischung. Somit ist kein grösserer schlagartiger Druckaufbau im äusseren Druckbehälter möglich.
In einer Ausführungsform ist vorgesehen, dass der äussere Druckbehälter (in an sich bekannter Weise) als Sicherheitscontainment dient. Ein Sicherheitscontainment hat die Aufgabe, eine Ausbreitung von unzulässigen Mengen radioaktiver Stoffe in die Umgebung zu verhin dern. Es wird daher mit besonderer Sorgfalt hergestellt und laufend auf Gasdichtheit überwacht. Ferner werden Sicherheitsbehälter häufig aus zwei Schalen aufgebaut, von denen die eine aus Beton und die andere aus Stahl bestehen kann, wobei eine Gasabsaugung aus dem Zwi schenraum vorgesehen ist.
Die Auslegung des Druck behälters nach den bekannten Gesichtspunkten eines Sicherheitscontainments gestattet es, den Kernreaktor konstruktiv ebenso einfach wie bisherige Anlagen zu gestalten.
In einer anderen Ausführungsform ist vorgesehen, den äusseren Druckbehälter mit einem anderen Gas als im Kühlsystem zu füllen. Beispielsweise kann als Kühl mittel ein teures Gas wie Helium oder ein Dampf mit hoher Sättigungstemperatur wie Wasserdampf gewählt werden, während der äussere Druckbehälter mit einem preiswerten Gas wie Kohlendioxyd beschickt wird, das bei Raumtemperatur einen genügend hohen Dampfdruck und gute Kühleigenschaften hat. Der Vorteil dieser Massnahme liegt in der Kostenersparnis sowie in der technischen Anpassungsfähigkeit des Konzepts.
Schliesslich kann es von Vorteil sein, die Wärme aus dem Reaktor an Wasser von 100 bis 400 ata abzuführen, das unter gleichem Druck wie das Kühlgas steht. Dabei kann zusätzlich noch eingerichtet werden, dass bei einem Abfall des Kühlgasdruckes in gleichem Masse der Was serdruck abgesenkt wird.
Der erfindungsgemässe Reaktor erlaubt es, mit dem Kühlgasdruck bis auf Werte von 100 bis 400 ata und eventuell mehr zu gehen. Das ist ein Druckbereich, der von modernen Höchstdruckdampfprozessen her bekannt ist. Es besteht demnach die Möglichkeit, auch für derartige Hochleistungsdampfzustände den Kühlsystem druck an den Dampfprozessdruck anzupassen. Dies hat folgenden Vorteil: Die Erfahrung hat gezeigt, dass die schwierigsten Probleme des modernen Reaktorbaues bei schnellen Reaktoren und bei thermischen Hochtempera turreaktoren auf dem Gebiet der Dampferzeuger liegen, die als Wärmesenke für das Kühlsystem fungieren. Hier treffen nämlich grosse thermische Belastungen mit Druckbeanspruchungen zusammen.
Es bedarf daher be sonderer Anstrengungen, einigermassen brauchbare Dampferzeugerkonstruktionen zu entwickeln, wobei eine absolute Bruchsicherheit sowieso nicht erreicht werden kann. Legt man den Kühlgasdruck auf das gleiche Niveau wie den Dampfprozessdruck, so entfällt während des Betriebes die reine Druckbeanspruchung in den Wärmeübertragungsflächen. Deren Belastung reduziert sich also - soweit man von den geringen durch Strö- mungsdruckverluste verursachten Restbeträgen absieht - auf die rein thermische Komponente und ein Bersten sowie schlagartiges Überströmen des Wassers in das Gas oder auch von Gas in Wasser wird ausgeschlossen.
Der Vorteil gegenüber den bisherigen Dampferzeugersyste- men ist somit klar.
Ein solcher Reaktor schliesst die bisherigen Schwie rigkeiten mit den Dampferzeugen aus, erhöht die Betriebssicherheit und gestattet einfachere und billigere Konstruktionen. Regelt man in einem solchen Fall bei einem Abfall des Kühlgasdruckes gleichmässig den Was serdruck zurück, so lassen sich auch Berstbelastungen bei nichtstationären Betriebsbedingungen und Störfällen ausschliessen. Man kann auch zur Vermeidung von Druckbelastungen des Dampferzeugers im Falle von Störungen auf der Wasserseite den Gasdruck durch Abblasen in den äusseren Druckbehälter nachregeln.
Ein Kernreaktor nach der Erfindung kann beispiels weise nach folgendem Schema aufgebaut sein: In einem senkrechten zylindrischen Stahldruckbehälter von 2 m Innendurchmesser sind von oben nach unten zu angeord net: ein schneller Reaktorkern mit allseitigem Brutmantel von insgesamt 2 m Höhe, ein Reaktortragrost, ein Strah lungsschild, ein Durchlaufdampferzeuger für 300 ata Betriebsdruck von 12 m Höhe, sechs symmetrisch gela gerte Umwälzgebläse. Kühlgas ist C02, das durch Reaktorkern, Tragrost mit Schild und Dampferzeuger von den Gebläsen angesaugt wird und durch einen Ringraum zwischen Einbauten und Behälter wieder nach oben zurückströmt.
Die CO:,-Temperaturen liegen zwi schen 250 und 600 C, die Reaktorwärmeleistung beträgt 1100 MW für 500 MW Stromerzeugung. Der innere Druckbehälter kann oben für den Brennstoffwechsel und unten zum Gebläseausbau geöffnet werden. Der zylindri sche Reaktorbehälter ruht in einer ringförmigen Stütz- und Abschirmbetonstruktur von 2,5 m Dicke, die oben und unten von demontierbaren Abschirmplatten ge schlossen ist.
Reaktorblock sowie nukleare Nebenanlagen sind in einem senkrechten zylindrischen Druckbehälter von 12 m Durchmesser untergebracht, der mit C02 von etwa 20 ata und 20 C gefüllt ist. Die Dampferzeugerzu- und ableitungen sind durch Reaktor- und Druckbehälter zum konventionellen Kraftwerksteil geführt.