CS195639B1 - Hybrid method of crash after-cooling fast nuclear reactor cooled with liquid metal and device for making the method - Google Patents
Hybrid method of crash after-cooling fast nuclear reactor cooled with liquid metal and device for making the method Download PDFInfo
- Publication number
- CS195639B1 CS195639B1 CS783662A CS366278A CS195639B1 CS 195639 B1 CS195639 B1 CS 195639B1 CS 783662 A CS783662 A CS 783662A CS 366278 A CS366278 A CS 366278A CS 195639 B1 CS195639 B1 CS 195639B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- steam
- air
- modular
- supply
- emergency
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
(54) Hybridní způsob havarijního dochlazování rychlého jaderného reaktoru chlazeného tekutým kovem a zařízeni k jeho provádění i(54) Hybrid method for emergency cooling of a liquid-cooled fast nuclear reactor and equipment for its implementation i
Vynález řeší způsob havarijního dochlazování rychlého jaderného reaktoru chlazeného tekutým sodíkem, který vzhledem ke specifickým charakteristikám těchto reaktorů i k uvažovaným parametrům a výkonům odpovídajících elektráren představuje velmi náročnou oblast technické a radiační bezpečnosti budoucích zdrojů elektrické energie. Vynález, který představuje zatím nejúčinnější způsob a systém havarijního dochlazování, je založen na využití hlavního, provozního, respektive technologického zařízení ,The invention solves a method of emergency cooling of a fast liquid-cooled nuclear reactor, which, given the specific characteristics of these reactors and the parameters and performance of the corresponding power plants, represents a very demanding area of technical and radiation safety of future power sources. The invention, which represents the most efficient method and system of emergency aftercooling so far, is based on the use of the main, operational or technological equipment,
Dosud je u realizovaných nebo vyprojektovaných jaderných elektráren s rychlými, sodíkem chlazenými reaktory provedeno nebo navrženo havarijní dochlazování buď ‘pomocí speciálních dochlazovacích smyček, nebo prostřednictvím hlavního technologického zařízení. Z důvodu zvyšování provozní bezpečnosti počítají některé projekty komerčních elektráren se současnou aplikací obou způsobů, tj. s realizací obou uvedených systémů zároveň. Je‘ zřejmé,.že principiální nevýhodou speciálních dochlazovacích smyček j.e jejich j ednoúče lovo s t, ze které plyne, že poměrně drahé zařízení není využíváno při normálním bezporuchovém provozu.Up to now, emergency after-cooling has been carried out or designed for realized or designed nuclear power plants with fast, sodium-cooled reactors either by means of special after-cooling loops or through the main technological equipment. In order to increase operational safety, some commercial power plant projects envisage the simultaneous application of both methods, ie the implementation of both systems at the same time. Obviously, the principal disadvantage of special aftercooling loops is that they have a single lead, which implies that the relatively expensive equipment is not used in normal trouble-free operation.
Mimoto pro zajištění funkční spolehlivosti vyžadují speciální dochlazovací smyčky určitá zvláštní provozní opatření, periodic,ké kontroly pohotovosti i pečlivou údržbu. Existence těchto smyček se řadou návazností promítá do dalších provozních souborů, zejména do souborů pomocného nebo servisního charakteru, jako jsou hospodářství tekutých kovů a hospodářství plynové. Pokud jsou speciální dochlazovací smyčky naplněny sodíkem, představuje jejich ohřívací systém navíc trvale pracující spotřebič elektrické energie. Proto je dnes preferováno havarijní dochlazování prostřednictvím stávajícího hlavního technologického zařízení.In addition, in order to ensure functional reliability, special cooling loops require certain special operating measures, periodic readiness checks and careful maintenance. The existence of these loops, with a number of links, translates into other operational groups, in particular auxiliary or service sets, such as liquid metal and gas farms. In addition, if the special aftercooling loops are filled with sodium, their heating system is a permanently operating electrical appliance. Therefore, emergency cooling through the existing main technological equipment is now preferred.
Tento způsob dochlazování je přirozený, nebot vychází z inherentních vlastností dané jaderné elektrárny. Na intenzitu dochlazování, respektive na výkon systému samocirkulačního odvodu zbytkového tepla z reaktoru a na jeho rozptyl do okolí má vliv řada faktorů. Mezí hlavní faktory nutno zahrnout přípustné me2ní přechodové, respektive havarijní teplotechnické parametry, zejména u reaktoru a celého primárního i sekundárního sodíkového okruhu, dále dispoziční řešení dané jaderné elektrárny, především výškové rozmístění teplosměnného zařízení obou okruhů, a také způsob a systém odvodu zbytkového tepla z parogenerátorů do dalších zařízení, respektive médií.This way of cooling is natural, because it is based on the inherent properties of the nuclear power plant. A number of factors influence the cooling rate or the performance of the system of self-circulating residual heat removal from the reactor and its dissipation into the environment. Among the main factors it is necessary to include permissible limit transient or emergency thermal-technical parameters, especially for the reactor and the whole primary and secondary sodium circuit, as well as layout of the given nuclear power plant, especially height distribution of heat exchange equipment of both circuits, as well as method and system of residual heat removal from steam generators. to other devices or media.
Nejrozšířenéjší je odvod tohoto tepla teplonosným médiem terciálního, tj. parovodního okruhu - a to buď do hlavních turbinových kondenzátorů, nebo do zvláštních technologických kondenzátorů, z nichž je zbytkové teplo odváděno například uzavřeným chladicím okruhem, a tímto v chladicích věžích rozptylováno do atmosféry jakožto odpadní teplo. Různá schematická a dispoziční řešení vyžadují vždy instalaci příslušného počtu havarijních' čerpadel, jimiž jsou pomocné napáječky, kondenzátky a chladičky, j ej i.chž elektromotory musí být připojeny na zdroje zajištěného napájení.The most widespread is the dissipation of this heat by the heat transfer medium of the tertiary, ie steam-water circuit - either to the main turbine condensers or to special technological condensers from which residual heat is dissipated, for example, by a closed cooling circuit. . Different schematic and layout solutions always require the installation of an appropriate number of emergency pumps, which are auxiliary drinkers, condensers and coolers, i.e. whose electric motors must be connected to sources of secured power supply.
Ve všech dosud známých případech se však zbytkové teplo ve formě páry nebo/a ohřátého vzduchu rozptyluje bez jakéhokoliv využití do atmosféry. Přitom ale existují značné výkonové a-poho tovos tni požadavky na zdroje zajištěného napájení pro pohon výše uvedených havarijních Čerpadel. Je zřejmé, že toto jsou hlavní nevýhody.dosavadních způsobů a systémů havarijního dochlazování.In all known cases, however, the residual heat in the form of steam and / or heated air is dissipated into the atmosphere without any use. However, there are considerable power and readiness requirements for the power supply sources to power the above-mentioned emergency pumps. Obviously, these are the main disadvantages of the prior art aftercooling systems and systems.
Pro úplnost informace o současném stavu techniky havarijního dochlazování rychlých reaktorů chlazených sodíkem nutno podotknout, že je u tohoto typu jaderných elektráren atraktivní i přímý odvod zbytkového tepla vzduchem. Nejvhodnější napojení poskytuje sekundární sodíkový okruh, zejména jsou-li použity modulové parogenerátory. Takový systém,, jakožto rezervní je vytvořen u francouzské prototypové elektrárny o elektrickém výkonu 250 MW. Přestože tento systém prokázal svoji účelnost i snadnou realizovatelnost, zůstal v důsledku použití jen přirozeného tahu vzduchu výkonově nízko pod výkonem hlavního systéniu dochlazování, který využívá parovodní stranu parogenerátoru. Nedostatečný výkon tohoto vzduchového systému je jedinou,^ale zásadní jeho nevýhodou.For the sake of completeness of information on the current state of the art of emergency cooling of fast sodium-cooled reactors, it should be noted that direct removal of residual heat by air is also attractive for this type of nuclear power plant. A secondary sodium circuit provides the most suitable connection, especially when modular steam generators are used. Such a reserve system is provided for a French prototype power plant with an electrical output of 250 MW. Although this system has proven its usefulness and ease of feasibility, due to the use of only natural air draft, it has remained below the performance of the main aftercooling system, which uses the steam side of the steam generator due to the use of only natural air draft. Insufficient performance of this air system is the only but fundamental disadvantage.
Jednotlivé nevýhody všech výše uvedených bud již realizovaných, nebo zatím jen navržených způsobů a systémů havarijního dochlazování odstraňuje hybridní způsob havarijního dochlazování rychlého jaderného reaktoru chlazeného tekutým kovem podle vynálezu, založený na současném odvodu zbytkového tepla do okolní atmosféry jak teplonosným médiem parovodního okruhu, tak i vzduchem, jehož podstata spočívá v tom, že se na vzduch působí ejekčním účinkem, způsobeným v parovzdušném ejektoru hmotou a energií teplonosného média parovodního okruhu, a to za účelem zvýšení rychlosti vzduchu ve vzduchových kanálech, a tím intenzifikování tahu vzduchu okolo povrchu teploodvodného září zenínapříklad okolo vnějšího povrchu modulových parogenerátorů nebo/a okolo povrchu modifikovaných vyrovnávacích nádrží, eventuálně i okolo povrchu reaktorové nádoby.The individual disadvantages of all of the above-mentioned or so far proposed emergency cooling systems and systems are eliminated by the hybrid emergency cooling method of the fast liquid-cooled nuclear reactor according to the invention, based on simultaneous removal of residual heat into the atmosphere. which is based on the fact that the air is exposed to the ejection effect caused in the steam ejector by the mass and energy of the heat transfer medium of the steam circuit in order to increase the air velocity in the air ducts and thereby intensify the air the surface of the modular steam generators and / or around the surface of the modified buffer tanks, possibly also around the surface of the reactor vessel.
Pro provádění tohoto způsobu je použit soubor zařízení zajištující pomocí tlakového nebo gravitačního havarijního napájení parogenerátoru dlouhodobou intenzifikaci tahu vzduchu. Podstata zařízení spočívá v tom, že sestává z přívodního potrubí a parovzdušného ejektoru, umístěného v kaná. le horkého vzduchu, jehož hnací, dýza je napojena přívodním potrubím na parní prostot napájecí nádrže a/nebo na parní potrubí, respektive na modulový parogenerátor, jakož i z pomocného napájecího potrubí a pomocného parního potrubí s armaturami, která jsou instalována tak, že je možné při havarijním dochlazování propojit modulový parogenerátor a napájecí nádrž na jejich vodní, respektive parní straně. Přitom v přívodním potrubí je instalována samočinná redukční armatura nebo/a protitlaká turbinka pro .pohon havarijní turbonapáječky, jejichž výstupy jsou na hnací dýzu napojeny přívodním potrubím bučí přes napájecí nádrž, nebo přímo.To carry out this method, a set of devices is provided to provide long-term air intensification by means of a pressure or gravity emergency power supply to the steam generator. The essence of the device consists in that it consists of a supply line and a vapor ejector located in the channel. the hot air whose drive nozzle is connected via a supply line to the steam space of the feed tank and / or to the steam line or the modular steam generator, as well as from the auxiliary supply line and the auxiliary steam line with fittings installed so that interconnect the modular steam generator and the supply tank on their water or steam side after emergency cooling. In the supply line there is installed an automatic reduction valve and / or a back-pressure turbine for propulsion of the emergency turbocharger, whose outlets are connected to the drive nozzle either through the supply tank or directly.
Technický pokrok a celkově vyšší účinek navrženého hybridního způsobu havarijního dochlazování prokazují tyto jeho základní výhody.Technical progress and overall higher effect of the proposed hybrid after-cooling system prove these basic advantages.
Pro likvidaci” zbytkového tepla genero-. váného reaktorem po jeho havarijním odstavení se využívá rovněž páry vyrobené právě tímto zbytkovým teplem v průběhu havarijního dochlazování. Tato skutečnost představuje principiálně nové energetické využití zbytkového tepla, a to právě v systému pro jeho odvoda rozptyl do atmosféry. Za druhé, dosahuje se součtového, a tedy podstatně zvětšeného výkonu celého systému odvodu a rozptylu zbytkového tepla, což je dáno získanou intenzifikací vzduchového chlazení.For the disposal of residual heat. Steam generated by this residual heat during emergency cooling is also used. This fact represents in principle a new energy utilization of residual heat, namely in the system for its dissipation into the atmosphere. Secondly, the total and thus substantially increased performance of the entire heat dissipation and dissipation system is achieved, as a result of the intensified air cooling.
To umožňuje spolehlivé dochlazení .reaktoru polovičním počtem modulových parogeneráto rů, což znamená, že druhá polovina z jejich celkového počtu představuje stoprocentní rezervu, respektive druhý stejně výkonný, a přitom technicky identický záložní systém havarijního dochlazování. Z toho důvodu odpadá nutnost realizovat nákladné dachlazovací smyčky nebo velké jednoúčelové havarijní výměníky sodík-vzduch, jakožto záložní systémy havarijního dochlazování.This enables reliable cooling of the reactor by half the number of modular steam generators, which means that the other half of the total number represents 100% reserve and the second equally powerful yet technically identical backup system of emergency cooling. For this reason, there is no need to realize expensive aftercooling loops or large single-purpose sodium-air emergency heat exchangers as back-up systems for emergency cooling.
Za třetí, sníží se nároky na velikost a pohotovost dodávky zajištěné elektrické energie nezbytné pro funkci dosavadních jak základních, tak záložních systémů havarijního dochlazování.Thirdly, the requirements for the size and readiness of the supply of secured electrical energy necessary for the functioning of both basic and standby emergency cooling systems will be reduced.
Za čtvrté, oproti čistě samotažnému vzduchovému dochlazovacímu systému se zmenší potřebné průtočné průřezy, a tím i rozměry, hmotnosti a cena jak vzduchových kanálů, tak i uzávěrů hermetických krabic modulových parogenerátorů. Za páté, zmenší sé, respektive odpadá komínová nástavba pro zvětšení přirozeného tahu vzduchu modulovým parogenerátorem při havarijním dochlazování, což má vedle technickoekonomického významu i cenný přínos estetický, vzhledem k architektonickému řešení hlavního výrobního bloku příslušné jaderné elektrárny.'.Fourth, compared to a purely self-extracting air cooling system, the required flow cross-sections are reduced, and thus the dimensions, weight and cost of both the air ducts and the hermetic box closures of the modular steam generators. Fifth, the chimney superstructure reduces or decreases the natural air draft by the modular steam generator during emergency cooling, which has a valuable aesthetic benefit in addition to its technical and economic importance, given the architectural design of the main power plant block.
Za šesté, efektivnost použitého fundamentálního zařízení, tj. parovzdušného ejektoru, je už prokázána v jiných oborech. Například u některých dřívějších aerodynamických tunelů s otevřeným okruhem, založených na ejekčním účinku parního proudového přístroje, byly v měřicích kanálech dosaženy nejen vysoké podzvukové rychlosti, ale i nadzvukové rychlosti vzduchu. Tato zařízení překonávala všechna os.tatní ' září zení svou jednoduchostí a spolehlivosti.Sixth, the effectiveness of the fundamental device used, ie the steam ejector, has already been proven in other fields. For example, in some of the earlier open-circuit wind tunnels based on the ejection effect of a steam jet instrument, not only high subsonic velocities but also supersonic air velocities have been achieved in the measurement channels. These devices surpassed all the other 'radiations' by their simplicity and reliability.
Za sedmé, předmětný způsob havarijního dochlazování pronikavě zvyšuje schopnost konkurence modulového parogenerátoru, který jako j'ediný ze všech typů parogenerátorů je ve skutečnosti zařízením dvouúČelovým.Seventh, the present method of emergency aftercooling dramatically increases the ability of a modular steam generator to compete, which, as the only of all types of steam generators, is in fact a dual-purpose device.
Tím roste jak pravděpodobnost uplatnění modulových parogenerátorů původní československé mikromodulové koncepce, tak i naděje na jejich komerční úspěch, nebot jejich výrobní technologie je v ČSSR řadu let zvládnuta a jejich výroba československým průmyslem osvojena. ·This increases both the probability of the application of the modular steam generators of the original Czechoslovak micro-module concept, as well as the chances of their commercial success, as their production technology has been mastered in Czechoslovakia for many years and their production has been adopted by the Czechoslovak industry. ·
Na připojených výkresech jsou znázorněny příklady hybridního způsobu havarijního dochlazování rychlého jaderného reaktoru chlazeného tekutým kovem podle vynálezu, kde na obr. 1 je jednoduché základní schéma příslušného systému, na obr. 2 je schéma stejného systému, upraveného pro možnost vysokotlakého havarijního napájení modulového parogenerátoru, a posléze na obr.. 3 je schéma upraveno vzhledem k použití nízkotlakého gravitačního havarijního .napájení.The accompanying drawings show examples of a hybrid emergency cooling method of a fast liquid-cooled nuclear reactor according to the invention, wherein Fig. 1 is a simple basic scheme of the system, Fig. 2 is a scheme of the same system adapted for high pressure emergency power supply of a modular steam generator; 3, the diagram is adapted to the use of a low pressure gravity emergency power supply.
Podle obr. 1 tvoří systém havarijního dochlazování následující zařízení: potrubí _3 tekutého sodíku, napojené na modulový parogener átor £·, k němuž je dále připojeno jak parní potrubí 13, tak napájecí potrubí 12, které propojuje dále i napájecí nádrž 10 s napájecím čerpadlem 1 1 . Krabice 23 modulového parogenerátoru vytváří okolo modulového parogenerátoru .4 prostor s inertní atmosférou. Krabice '23'„modulového paro;generátoru, mající vstupní uzávěr 17 a výstup ní uzávěr 15 , se nachází mezi kanálem -16 studeného vzduchu a kanálem 14.horkého vzduchu, který přechází v komínovou nástavb u ·Referring to FIG. 1, the emergency cooling system comprises the following: a liquid sodium line 3 connected to a modular steam generator 10, to which a steam line 13 and a supply line 12 are further connected, which also connect the supply tank 10 to the supply pump 1 1. The modular steam generator box 23 creates an inert atmosphere space around the modular steam generator. Modular steam box '23'; a generator having an inlet closure 17 and an outlet closure 15 is located between the cold air duct -16 and the hot air duct 14., which passes into a chimney superstructure at
V kanále 14 horkého vzduchu je vestavěn parovzdušný ejektor 62, jehož hnací dýza 63 je prostřednictvím přívodního potrubí 61, redukční armatury 64 a několika již neoznačených armatur napojena na páru v napájecí nádrži 10 a v parním potrubí 1 3, i na páru v modulovém parogenerátoru Funkce zařízení je následující. Při normálním provozu probíhá přenos tepla za sekundárního sodíku proudícího potrubím J tekutého sodíku do modulového parogenerátoru 4·, ve kterém se z vody dodávané napájecím čerpadlem 1 1 z napájecí nádrže 10 vyrábí přehřátá pára, která se vede parním potrubím 13, ke zde již neznázorněné parní turbině.A steam air ejector 62 is built into the hot air duct 14, the drive nozzle 63 of which is connected via the supply line 61, the reduction fitting 64 and several unmarked fittings to steam in the feed tank 10 and steam line 13, as well as steam in the modular steam generator. the device is as follows. In normal operation, heat transfer takes place under the secondary sodium flowing through the liquid sodium line J to the modular steam generator 4, in which superheated steam is produced from the water supplied by the feed pump 11 from the feed tank 10 and passed through the steam line 13 to a steam not shown here. turbine.
Přitom jsou uzavřeny jak výstupní uzávěr 15, tak i vstupní uzávěr 17 a samozřejmě i obě uzavírací armatury, umístěné v přívodním potrubí 6 1 . Při vzniku havarijního stavu je přiveden ze systému havarijní ochrany impuls + I, který spustí příslušné servopohony, a tím otevře výstupní uzávěr 15, vstupní uzávěr 17 i obě uzavírací armatury v přívodním potrubí 6 1 . Předtím už došlo k odstavení reaktoru, uzavření přívodu páry k turbině a odpojení turbogenerátoru od vnější sítě. Nastává režim havarijního dochlazování reaktoru. Odvod akumulovaného, a dále generovaného zbytkového ‘tepla probíhá v modulovém parogenerátoru a to jak přes vnitřní teplosraěnnou plochu, tj . přes stranu vody a páry, tak přes vnější plochu, tj. přes stranu vzduchu.In this case, both the outlet closure 15 and the inlet closure 17 and, of course, the two shut-off valves located in the supply line 61 are closed. When an emergency occurs, a pulse + I is supplied from the emergency protection system, which triggers the respective actuators, thereby opening the outlet shutter 15, the inlet shutter 17 and both shut-off valves in the supply line 61. Previously, the reactor was shut down, the steam supply to the turbine was shut off and the turbine generator was disconnected from the external network. There is a regime of emergency cooling of the reactor. Removal of accumulated and further generated residual heat takes place in the modular steam generator both through the internal heat-shielding surface, ie. the water and steam side as well as the outer surface, ie the air side.
Průtok vzduchu modulovým parogenerátorem J je silně intenzífikován činností parovzdušného ejektoru 62 , jehož hnací dýza 63 je napojena přívodním potrubím 61 na páru nacházející se v parním potrubí 13, a cím také na páru dále generovanou v modulovém parogenerátoru 4.,' i na páru v napájecí nádrži 10. jsou zde uvedena dvě možná řešení přívodního potrubí 61 pro .dvě spojení zdrojů páry. Pří sériovém spojení modulového parogenerátoru 4. s napájecí nádrží JO proudí vysokotlaká přehřátá pára nejprve přes redukční armaturu 6 4, postupně přes vodní a parní prostor napájecí nádrže 10 dó hnací dýzy 6 3 .The air flow through the modular steam generator J is strongly intensified by the operation of the steam ejector 62, the drive nozzle 63 of which is connected via a supply line 61 to the steam contained in the steam line 13 and thereby also to steam generated in the steam generator 4 and the steam in the feed. There are two possible solutions of the supply line 61 for connecting two sources of steam. In the series connection of the modular steam generator 4 with the feed tank JO, high pressure superheated steam flows first through the reduction fitting 6 4, gradually through the water and steam space of the feed tank 10 to the drive nozzle 6 3.
Tím se u páry z modulového parogenerátoru £ sníží počáteční tlak a teplota, a po celou dobu první etapy dochlazování bude proudit do hnací dýzy 63 pára O prakticky konstantních parametrech, daných parametry vody, respektive páry v napájecí nádrži. 10.In this way, the initial pressure and temperature of steam from the modular steam generator 6 are reduced, and throughout the first cooling stage steam of virtually constant parameters given by the parameters of the water or steam in the feed tank will flow into the drive nozzle 63. 10.
Je zřejmé, že teplo odpovídající přehřátí vysokotlaké, respektive zredukované páry se převede ná teplo.výparné u příslušného množství vroucí vody, které se jím odpaří napájecí nádrži 10 v důsledku zavedení přehřáté páry do vodního prostoru napájecí nádrže 10. Redukční armatura 64 snižuje tlak páry na hodnotu v rozmezí provozního a maximálního provozního tlaku V napájecí nádrži 10, který je určen nastavením a“provedením již neznázorneného pojistného ventilu, který chrání napájecí nádrž 10 proti tlakovému přetížení. Při paralelním řazení modulového parogenerátoru 4. a napájecí nádrže 10, které je znázorněno čárkovaně, musí být v přívodním potrubí 61 instalovány dvě zpětné armatury. x Obviously, the heat corresponding to the overheating of the high-pressure or reduced steam is transferred to the heat of evaporation of the corresponding amount of boiling water, which vaporizes the feed tank 10 by introducing superheated steam into the water space of the feed tank 10. a value between the operating and maximum operating pressure in the supply tank 10, which is determined by setting and performing a safety valve (not shown) which protects the supply tank 10 against pressure overload. In parallel shifting of the modular steam generator 4 and the feed tank 10, shown in dashed lines, two return valves must be installed in the supply line 61. x
Redukční armatura 64 je zde nastavena na tlak vyšší, než je tlak v napájecí nádrži 10. Do hnací dýzy 63 přichází nejprve zredukovaná pára přehřátá a až po vysušení z a odtlakování modulového parogenerátoru 4 dojde k využívání páry odebírané ’z napájecí nádrže 10. Výhodnější je výše popsané řazení sériové. Na obr. 2 je znázorněno principiální řešení hybridního systému havarijního dochlazování, které umožňuje značné časové prodloužení havarijního dochlazování. Označení většiny zařízení je shodné se zařízením už popsaným při vysvětlení obr . 1 .The reduction fitting 64 is here set to a pressure higher than the pressure in the feed tank 10. The reduced pressure steam 63 comes first with the superheated steam and only after drying out and depressurizing the modular steam generator 4 the steam taken from the feed tank 10 is used. Serial sorting as described above. Fig. 2 shows the principle solution of the hybrid emergency cooling system, which allows a considerable time extension of the emergency cooling. The designation of most devices is identical to the device already described in the explanation of FIG. 1.
Η1avní ro zdí 1 je zde dán tím, že místo redukční armatury je v přívodním potrubí 61 instalována prótitlaká turbinka 65 , která pohání havarijní turbonapáječku 66 , umístěnou spolu s regulační armaturou 72 a zpětnou armaturou 73 v pomocném napájecím potrubí 71. Vysoká spolehlivost funkce a pohotovost protitlaké turbinky 65 je dána mimo jiné tím, že během normálního provozu je protitlaká turbinka 65 a celá příslušná trasa přívodního potrubí 61 nahřátá na teplotu blízkou teplotě sytosti páry v napájecí nádrži 10. Odvaděč kondenzátu 67 odpouští kondenzát vznikající z páry v důsledku tepelných ztrát do okolí u vyhřívaného zařízení.In this case, instead of a reducing valve, a pressure-reducing turbine 65 is installed in the supply line 61, which drives the emergency turbocharger 66, together with the control valve 72 and the return valve 73 in the auxiliary supply line 71. High reliability and availability The back pressure turbine 65 is due, inter alia, to the fact that during normal operation, the back pressure turbine 65 and the entire supply line 61 are heated to a temperature close to the saturation temperature in the feed tank 10. The condensate drain 67 discharges condensate from steam as a result of for heated equipment.
Při funkci tohoto systému dochází v protitlaké turbince 65 k polytropické expanzi páry, čímž velmi poklesne její tlak i teplota. Proto může být emisní pára zavedena přímo do parního prostoru napájecí nádrže 10, což je na druhé straně i účelné z hlediska spolehlivého startu protitlaké turbinky 65. Alternativní napojení emisní páry přímo do hliací dýzy 63 je obdobou alternativ řazení zdrojů páry, které byly uvedeny výše v popisu obr. 1. Na obr. 2 jsou dále naznačeny ideové návrhy autonomní ztrátové regulace jak na havarijním napájení parogenerátoru J, tak na přívodu páry k protitlaké turbínce 6 5 .In the operation of this system, the back-pressure turbine 65 causes polythropic steam expansion, greatly reducing its pressure and temperature. Therefore, the emission steam can be introduced directly into the steam space of the feed tank 10, which, on the other hand, is also expedient in terms of reliably starting the back pressure turbine 65. The alternative connection of the emission steam directly to the nozzle 63 is analogous to the alternatives 1. Idea suggestions of autonomous loss control on both the emergency feed-in of the steam generator J and the steam supply to the back-pressure turbine 65 are further indicated.
Impuls - H, odebíraný například od hladiny vody v již nenakresleném separátoru páry modulového parogenerátoru 4, ovládá polohu regulační armatury ve výtlaku havarijní turbonapáječky 6 6 . Při zvyšování hladiny se regulační armatura 72 přivírá a naopak. Impuls - P, vznikající při změně tlaku páry v napájecí nádrži 1 0, ovládá podobným způsobem regulační armaturu umístěnou v přívodním potrubí 61 před protitlakou turbinkou 65 . Na obr.. 3 je naznačena varianta hybridního systému dochlazování, u které je prodloužení funkce systému zajištěno nízkotlakým gravitačním napájením modulového parogenerátoru a to po jeho předchozím odtlakování přes ťedukční armaturu 64.The impulse - H, taken for example from the water level in an already depicted steam separator of the modular steam generator 4, controls the position of the control valve in the displacement of the emergency charger 6 6. As the level rises, the control valve 72 closes and vice versa. Similarly, the impulse - P generated by the change in the steam pressure in the feed tank 10 controls the control valve located in the supply line 61 upstream of the back pressure turbine 65. Fig. 3 shows a variant of the hybrid aftercooling system in which the extended function of the system is ensured by the low-pressure gravity feeding of the modular steam generator after its previous depressurization through the reduction valve 64.
Oproti obr. 1 a 2 jsou zde nová tato zařízení: pomocné parní potrubí 6 8, propojující parní potrubí 13 s parním prostorem napájecí nádrže 10 a v něm instalovaná uzavírací armatura 69 s tlakovým čidlem 70, které reaguje na zadaný nízký tlak v. parním potrubí 1 3 . Přitom proti obr, 2 je vypuštěna prótitlaká turbinka s havarijní turbonapáječkou a odvaděčem kondenzátu. Funkce této varianty systému dochlazování je etapová, Nejprve proběhne výtok vysokotlaké přehřáté páry z modulového parogenerátoru 4. přes redukční armaturu 64 do vodního prostoru napájecí nádrže 10.In contrast to FIGS. 1 and 2, the following devices are provided: an auxiliary steam line 68, connecting the steam line 13 to the steam space of the feed tank 10 and a shut-off valve 69 therein with a pressure sensor 70 installed therein. 13 . In contrast to FIG. 2, a pressurized turbine with an emergency turbocharger and a condensate drain is omitted. The function of this variant of the aftercooling system is staged. First, the high pressure superheated steam is discharged from the modular steam generator 4 via the reduction fitting 64 into the water space of the feed tank 10.
Z jejího parního prostoru se současně odvádí pára sytá a přivádí se ke hnací dýze 63 . Po odtlakování modulového parogenerátoru kdy je redukční armatura 64 plně a trvale otevřena, a tlak před ní se blíží tlaku v napájecí nádrži 10, otevře se impulsem od tlakového čidla 70 uzavírací armatura 69. Dojde k proudění páry pomocným parním potrubím 6 8, a tím k vyrovnání tlaků par v modulovém parogenerátoru _4 a v napájecí nádrži JO. Vzhledem k poloze, respektive ke značnému převýšení napájecí nádrže 1 0 nad modulovým parogenerátorem J, vznikne průtok vody v pomocném napájecím potrubí 71, v regulační armatuře 72 a ve zpětné armatuře 73.At the same time, the vapor is saturated from its steam space and fed to the drive nozzle 63. After depressurizing the modular steam generator, when the reduction valve 64 is fully and permanently open, and the pressure before it approaches the pressure in the feed tank 10, a shut-off valve 69 opens by impulse from the pressure sensor 70. Steam flows through the auxiliary steam line 6 8 and equalizing the vapor pressures in the modular steam generator 4 and the feed tank 10. Due to the position or the considerable elevation of the feed tank 10 above the module steam generator J, a water flow occurs in the auxiliary feed line 71, in the control valve 72 and in the return valve 73.
Tím nastane nízkotlaké gravitační napájení modulového parogenerátoru které může trvat až do vyprázdnění napájecí nádrže 10. Regulační armatura 72, ovládaná zde rovněž od hladinového impulsu - H, ovlivňuje havarijní napájení tak, že z modulového parogenerátoru £ stále proudí přehřátá pára. Je evidentní, pokud to provedení modulového parogenerátoru £ umožní, že lze uvažovat i o úplném zaplavení” modulového parogenerátoru 4_ při této druhé etapě havarijního dochlazování. Systém se potom zjednoduší v tom smyslu, že regulační armatura 72 a její regulace bude vypuštěna..V takovém případě by z modulového parogenerátoru _4 proudila dvoufázová parovodní směs a k separaci fází by docházelo bud v ne znázorněném havarijním separátoru, nebo až uvnitř napájecí nádrže 10.This results in a low-pressure gravity feed of the modular steam generator, which may last until the supply tank 10 is emptied. It is evident if the design of the modular steam generator 4 allows for the complete flooding of the modular steam generator 4 during this second stage of emergency cooling. The system is then simplified in that the control valve 72 and its control is omitted. In this case, a two-phase steam mixer would flow from the modular steam generator 4 and phase separation would either occur in the emergency separator (not shown) or inside the feed tank 10.
Nutno ještě dodat, že při eventuálním akceptování dochlazovacího režimu se zaplaveným modulovým parogenerátorem £ je nutné nejprve prošetřit možnos t i· vy už i tí hlavní trasy napájení, tj. stanovitjzda havarijní napájení může nebo nemůže probíhat přes napájecí potrubí 12, napájecí čerpadlo 11 a všechna ostatní zde již neznázorněná zařízení, jimiž je vždy soustava vysokotlakých regeneračních ohříváků a příslušných uzavíracích, zpětných a speciálních regulačních napájecích.armatur. Při pozitivním výsledku prošetření odpadá instalace celého pomocného napájecího potrubí 7 1, nebo se jeho rozsah redukuje.It should also be added that if a cooling mode with a flooded modular steam generator 8 is eventually accepted, it is necessary to first investigate the possibilities of the main power supply line, i.e. the emergency power supply may or may not run through the feed line 12, feed pump 11 and all others. devices not shown here, which are always a set of high-pressure regenerative heaters and associated shut-off, return and special control supply.armatur. If the result of the examination is positive, the installation of the entire auxiliary supply line 7 1 is eliminated or its range is reduced.
Předběžné aplikační úvahy se týkají konkrétní projekční studie modulových parogenerátorů pro komerční jadernou elektrárnu s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem, jehož elektrický výkon se pohybuje okolo 1600 MW.Preliminary application considerations relate to a specific design study of modular steam generators for a commercial nuclear power plant with a fast sodium-cooled reactor whose electrical output is around 1600 MW.
Lze předpokládat, že po vývoji výše popsaného přídavného zařízení a po jeho experimentálním i provozním ověření bude hybridní způsob a systém havarijního dochlazování atraktivní pro všechny velké jaderné elektrárny s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem, s jejíchž nasazením se dnes počítá v perspektivě jaderných programů v řadě ze-It can be assumed that after the development of the above-mentioned add-on equipment and after its experimental and operational verification, the hybrid method and emergency cooling system will be attractive for all large sodium-cooled fast-reactive nuclear power plants that are deployed today.
Claims (6)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CS783662A CS195639B1 (en) | 1978-06-06 | 1978-06-06 | Hybrid method of crash after-cooling fast nuclear reactor cooled with liquid metal and device for making the method |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CS783662A CS195639B1 (en) | 1978-06-06 | 1978-06-06 | Hybrid method of crash after-cooling fast nuclear reactor cooled with liquid metal and device for making the method |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CS195639B1 true CS195639B1 (en) | 1980-02-29 |
Family
ID=5377311
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CS783662A CS195639B1 (en) | 1978-06-06 | 1978-06-06 | Hybrid method of crash after-cooling fast nuclear reactor cooled with liquid metal and device for making the method |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CS (1) | CS195639B1 (en) |
-
1978
- 1978-06-06 CS CS783662A patent/CS195639B1/en unknown
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5526386A (en) | Method and apparatus for steam mixing a nuclear fueled electricity generation system | |
CN102272856B (en) | Steam generator flow by-pass system | |
US4674285A (en) | Start-up control system and vessel for LMFBR | |
CN112435765B (en) | High-temperature gas cooled reactor steam generator small-flow cooling system and control method | |
JPS6186682A (en) | Nuclear reactor device | |
WO1995032509A9 (en) | Method and apparatus for improving the performance and steam mixing capabilities of a nuclear power electrical generation system | |
WO2013025319A1 (en) | Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat | |
US5457721A (en) | Method and apparatus for improving the performance of a nuclear power electrical generation system | |
CN101221823A (en) | Pool type sodium-cooled fast reactor accident waste heat discharge system | |
SE455352B (en) | NUCLEAR REACTOR CONSTRUCTION WITH A TWO-STEP WATER INJECTION SYSTEM WITH MIDDLE COOLING AND BEAM PUMP AND SET FOR WATER INJECTION | |
CN203338775U (en) | Nuclear power plant steam generator overflow prevention structure | |
GB1429970A (en) | Thermal power plant | |
CN115274150B (en) | Two-loop waste heat discharging system and method based on concentrated seawater cooling | |
CN1027201C (en) | Thermal nuclear reactor system having removing heat tubes and application of boiling-water and pressurised-water reactor with the tubes | |
CS195639B1 (en) | Hybrid method of crash after-cooling fast nuclear reactor cooled with liquid metal and device for making the method | |
US4656335A (en) | Start-up control system and vessel for LMFBR | |
JP7439263B2 (en) | integrated reactor | |
Wang et al. | A CATHENA Model of the Canadian SCWR concept for Safety Analysis | |
JP7169134B2 (en) | Nuclear reactor plant, operating method of nuclear reactor plant | |
Olson et al. | The Fort St. Vrain high temperature gas-cooled reactor: V. Steam system performance tests | |
CN111247602A (en) | Method and system for transferring a nuclear power plant emergency to a safe state | |
CN111174191B (en) | Reactor start-stop system and method | |
Vasyaev et al. | Substantiation of the parameters and layout solutions for an energy conversion unit with a gas-turbine cycle in a nuclear power plant with HTGR | |
JP2023157702A (en) | Steam turbine plant and steam turbine plant control method | |
CN114810242A (en) | Method and system for comprehensively utilizing steam source energy of back pressure steam turbine |