CS196587B3 - Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru - Google Patents

Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru Download PDF

Info

Publication number
CS196587B3
CS196587B3 CS761077A CS107776A CS196587B3 CS 196587 B3 CS196587 B3 CS 196587B3 CS 761077 A CS761077 A CS 761077A CS 107776 A CS107776 A CS 107776A CS 196587 B3 CS196587 B3 CS 196587B3
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
water
emergency
pressure
low
interspace
Prior art date
Application number
CS761077A
Other languages
English (en)
Inventor
Dalibor Sykora
Original Assignee
Dalibor Sykora
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Dalibor Sykora filed Critical Dalibor Sykora
Priority to CS761077A priority Critical patent/CS196587B3/cs
Publication of CS196587B3 publication Critical patent/CS196587B3/cs

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

(54) Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodního jaderného reaktoru
Vynález se týká zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazování tlakovodního jaderného reaktoru, které po havarijním odstavení reaktoru vyvolaném velkou a náhlou ztrátou těsnosti primárního okruhu zajišťuje odvod zbytkového tepla z odstaveného reaktoru. Vynález je založen na využití inherentních vlastností dvojité ochranné obálky pro jaderné energetické centrály podle čs. autorského osvědčení č. 169329, čímž poskytuje vyšší spolehlivost funkce daného systému v důsledku preference pasivně fungujících zařízení.
V současné době mají nejvyšší technickou úroveň i v oblasti technologických bezpečnostních systémů standardní bloky jaderných elektráren s tlakovodními reaktory v Německé spolkové republice, což mimo jiné úzce souvisí se skutečností, že právě v NSR platí pro jadernou energetiku nejpřísnější povolovací předpisy na světě. Dnešní bezpečnostní filosofie těchto dvouokruhových jaderných elektráren počítá s možností havárie primárního okruhu, kterou definuje přetržením primárního potrubí v místě mezi hlavním cirkulačním čerpadlem a reaktorem. Náhlý únik teplonosného média z primárního okruhu představuje nejnebezpečnější havarijní stav celé elektrárny a je proto největším potenciálním ohrožením poměrně rozsáhlého okolí jaderné elektrárny. Pro odvrácení následků této projektové havárie jsou navrženy a realizovány systémy nouzového chlazení aktivní zóny reaktoru, které zabraňují především přehřátí a porušení palivových elementů. Významnou úlohu plní současný aktivní nízkotlaký systém havarijního dochlazování, který se uplatňuje v koncové dlouhodobé etapě dochlazování, kdy mimo teplo akumulované v palivu a zařízení odvádí zejména zbytkové teplo generované v zóně reaktoru ještě dlouho po jeho havarijním odstavení. Dosavadní předmětný systém je tvořen několika velkými nízkotlakými havarijními čerpadly, na jejichž funkci začínaje zdrojem zajištěného napájení jsou kladeny nejvyšší nároky s hlediska spolehlivosti respektive pohotovosti i rychlosti najetí, dále zásobní nádrží bórované vody, havarijním výměníkem na který navazuje vložený chladicí okruh reprentovaný čerpadlem a vnějším výměníkem, ze kterého se teplo odvádí obvykle do řeky pomocí čerpací stanice. Jednotlivá zařízení jsou propojena spojovacím potrubím s různými armaturami, které mimo jiné-umožňují i napojení sání nízkotlakých havarijních čerpadel na nejnižší místo v kontejnmentu, jímž je sběrná jímka. Uvedený nízkotlaký dochlazovací systém, zejména má-li zmíněný vložený chladicí okruh, je poměrně rozsáhlý, musí být rychle spuštěn a od samého počátku pracuje plně na principu aktivní funkce. To jsou jeho nevýhody. K těmto jeho nevýhodám technického a provozního charakteru přistupuje i negativní skutečnost
194587 charakteru ekologického spočívající v tom, že přenos akumulovaného a zbytkového tepla do okolí je bezprostřední, tj. bez jakéhokoliv časového zpoždění a navíc většinou do vodního prostředí.
Výše uvedené nevýhody jsou redukovány u zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazování tlakovodního jaderného reaktoru, založeného na využití vlastností dvojité ochranné obálky podle čs. autorského osvědčení č. 169329, podle vynálezu, který spočívá v tom, že gravitační nádrž bórované vody tvořená vrchním meziprostorem je spojena od ústí spádovým potrubím přes zpětnou armaturu s výtlakem nízkotlakého havarijního čerpadla a že boční meziprostor je spojen se sekundární stranou havarijního výměníku termosifonovým potrubím přes uzavírací armaturu, pro odvod zbytkového tepla z tlakovodního reaktoru do vody v bočním meziprostoru.
Dalšími výhodami jsou především týto skutečnosti: odpadají dosavadní samostatné respektive jednoúčelové většinou ocelové velké zásobní nádrže bórované vody. Za druhé, zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazování se stává po dobu samospádové dopravy bórované vody zařízením se zcela pasivní funkcí; odpadá nutnost rychlého spuštění a provozu nízkotlakých havarijních čerpadel i následující přepojování jejich sání ze zásobních nádrží na sběrnou jímku v průběhu havárie. Za třetí, sekundové množství bórované vody dopravované do havarovaného primárního okruhu samospádem, lze v případě potřeby zvětšit oproti původnímu výkonu nízkotlakých havarijních čerpadel a to pouze zvětšením počtu anebo světlosti příslušných potrubí. S touto skutečností souvisí i možnost eventuálního snížení výkonu nízkotlakých havarijních čerpadel vzhledem k časovému poklesu zbytkového výkonu reaktoru. Za čtvrté, o nátokovou výšku bórované vody ve vrchním meziprostoru se zmenší dopravní výška jak vysokotlakých havarijních čerpadel, tak zejména čerpadel sprchového systému, pokud tato vůbec neodpadnou. Za páté, napojením sekundární strany havarijních výměníků na vodu bočního meziprostoru dvojité ochranné obálky je dána možnost vypuštění vložených chladicích okruhů. Přitom samocirkulačním prouděním zabezpečený přenos zbytkového tepla z havarijního výměníku do velké zásoby vody v bočním meziprostoru vykazuje principielně maximální možnou funkční spolehlivost. Za šesté, jak zásoba bórované vody ve vrchním meziprostoru, tak i zásoba chladicí vody v bočním meziprostoru jsou obostranně chráněny, tj. chráněny před vnitřními i vnějšími vlivy. Za sedmé, v souvislosti se snižováním parametrů, popřípadě i počtu různých havarijních čerpadel, sníží se i nároky na velikost a pohotovost systému zajištěného elektrického napájení respektive na velikost a rychlost rozběhu dieselgenerátorů.
Na připojených výkresech je znázorněno na obr. 2 zjednodušené dispoziční řešení předmětného systému včetně jeho hlavních návazností na příslušné základní technologické zařízení jaderné elektrárny, a na obr. 1 korigované schéma havarijních systémů včetně jejich vazeb na primární okruh a oba meziprostory dvojité ochranné obálky. Primární okruh je zde znázorněn jednou smyčkou tvořenou tlakovodním reaktorem 31, parním generátorem 32, hlavním cirkulačním čerpadlem 33 a primárním potrubím 34. Na primár je napojen havarijní akumulátor 36 vysokotlaké havarijní čerpadlo-35 přes trojcestný volicí ventil 37 a nízkotlaké havarijní čerpadlo 21 přes havarijní výměník 30. Čerpadlo sprchového systému 11 je spojeno se sprchou 12. Součástmi dvojité ochranné obálky jsou sběrná jímka 13, vrchní meziprostor 14 a boční meziprostor 15. K funkční výstroji vrchního meziprostoru 14 patří kruhová přepážka 16, přepad 17, samočinná připouštěcí diferenciální armatura 18, vypouštěcí armatura 24, ústí 25 a dělicí stěna 26. K bočnímu meziprostoru 15 mimo už neočíslovaný přepad, který zde určuje maximální hladinu vody, je přiřazeno jen termosifonové potrubí 27 s uzavíracími armaturami 28, které je napojeno na sekundární stranu havarijního výměníku 30, což je právě pro toto schéma typické. Druhým význakem schéma je existence spádového potrubí 22 se zpětnou armaturou 23 a jeho zapojení mezi ústí 25 a výtlak nízkotlakého havarijního čerpadla 21. Zbývá dodat, že rychločinná armatura 29 demonstruje možnost přímého napojení alespoň části sprch 12 na horovanou vodu gravitační zásobní nádrže tvořenou vrchním meziprostorem 14. Vzhledem k tomu, že funkce převážné většiny zařízení výše popsaného schéma je dobře známa z odborné literatury a mimoto mnohdy plyne z názvu zařízení, stačí popsat jen funkci nových zařízení a jejich vazeb. Při velké poruše primárního okruhu dojde k prudkému výtoku teplonosného média z primárního okruhu, což je znázorněno vlnovkou se šipkou a k rychlému poklesu tlaku zbylé parovodní směsi v primárním okruhu. Nejprve se rozběhne vysokotlaké havarijní čerpadlo 35, čímž dojde k dopravě poměrně malého množství bórované vody z vrchního meziprostoru 14 přes trojcestný volicí ventil 37 do příslušné větve primárního potrubí 34, eventuálně přímo do tlakovodního reaktoru 31. Protože pokles tlaku v primáru pokračuje, zafunguje pak havarijní akumulátor 36, čímž dojde především k znovuzaplavení aktivní zóny v tlakovodním reaktoru 31. Při dalším poklesu tlaku v primárním okruhu pod hodnotu tlaku bórované vody ve zpětné armatuře 23, nastane samospádový průtok bórované vody ústím 25, spádovým potrubím 22, zpětnou armaturou 23 a tím nastane i její doprava do havarovaného primárního okruhu. Tato etapa dochlazování trvá několik desítek minut. Přitom se bórovaná voda protekla primářem shromažďuje spolu s dříve uniklým teplonosným médiem ve spodní části vnitřního prostoru ochranné obálky, jehož nejnižším místem je sběrná jímka 13. Obnažením ústí 25 se ukončí samospádová doprava bórované vody. Přitom její určité množství zadržené kruhovou přepážkou 16 a vymezené ústím 25 zůstává ve vrchním meziprostoru 14, aby jeho vypuklé dno bylo po celé ploše stále zaplaveno. Teprve poté, pro koncovou etapu dochlazování, se musí spustit nízkotlaké havarijní čerpadlo 21, které nasává teplou vodu ze sběrné jímky 13 a dopravuje ji přes havarijní výměník 30, v němž se tato voda ochladí, znovu do porušeného primárního okruhu. Odvod tepla z havarijního výměníku 30 se koná pomocí samocirkulace velké zásoby chladicí vody nacházející se v bočním meziprostoru 15, která proudí vlivem teplotního rozdílu a příznivé dispozice termosifonovým potrubím 27, na které navazuje systém již neočíslovaného potrubí a armatur vodního hospodářství jaderné elektrárny. Zbývá poznamenat, že pro částečné vyrovnání nepříznivého vlivu protitlaku v ochranné obálce při havárii je zde instalována samočinná připouštěcí diferenciální armatura 18, která část parovzdušné směsi připustí v průběhu havarie do vrchního meziprostoru 14. Je evidentní, že stejný požadavek s ještě vyšší spolehlivosti funkce může zajistit prosté potrubí s beztlakovou nádobou tvořící vodní uzávěr. Na obr. 2 je stylizovaně nakresleno' dispoziční uspořádání výše uvedeného a funkčně popsaného zařízení, jehož očíslování je zde zachováno. Přistupují zde jen vnitřní uzavřená obálka 1 a vnější uzavřená obálka 2, mezi nimiž se nachází jak vrchní meziprostor 14, tak boční meziprostor 15. Dále, pro úplnost prostorové představy, je nakreslen i polární jeřáb 19 s lávkou 20, z níž je přístup ke všem zařízením umístěným pod stropem dvojité ochranné obálky. K nim budou náležet i již neznázorněné vodotěsně uzavíratelné vstupy do vrchního meziprostoru 14. Popis funkce pro obr. 2 je zbytečný.
Orientační úvahy výpočtového charakteru byly podloženy parametry příslušných systémů respektive havarijních čerpadel uvažovaných ve studii jaderné elektrárny s tlakovodním reaktorem o tepelném výkonu 3000 MWt. Koncepce dvojité ochranné obálky vycházela z dvojitého kontejnmentu realizovaného na belgické jaderné elektrárně o elektrickém výkonu 900 MWe.
Lze předpokládat, že po důkladném teoretickém a experimentálním ověření se předmětný systém dochlazování uplatní zejména u jaderných elektráren s odběrem tepla, pro které vzhledem k blízkosti hustě osídlených oblastí už sama dvojitá ochranná obálka s vodními meziprostory je přitažlivá pro zvýšení ochrany okolí. Důležitým aspektem je též zvýšení spolehlivosti odvodu zbytkového tepla z reaktoru i jeho lokalizace ve velkokapacitní zásobě chladicí vody uvnitř bočního meziprostoru ochranné obálky. Tato skutečnost je v souladu s trendem neustálého růstu požadavků kladených na bezpečnost jaderných elektráren.

Claims (1)

  1. PŘEDMĚT VYNÁLEZU
    Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazování tlakovodního jaderného reaktoru, založené na využití vlastností dvojité ochranné obálky pro jaderné energetické centrály podle čs. autorského osvědčení č. 169329, vyznačené tím, že gravitační nádrž bórované vody tvořená vrchním meziprostorem (14) je spojena od ústí (25) spádovým potrubím (22) přes zpětnou armaturu (23, s výtlakem nízkotlakého havarijního čerpadla (21) a boční meziprostor (15) je spojen se sekundární stranou havarijního výměníku (30) termosifonovým potrubím (27) přes uzavírací armaturu (28) pro odvod zbytkového tepla z tlakovodního reaktoru (31) do vody v bočním meziprostoru (15).
CS761077A 1976-02-19 1976-02-19 Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru CS196587B3 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS761077A CS196587B3 (cs) 1976-02-19 1976-02-19 Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS761077A CS196587B3 (cs) 1976-02-19 1976-02-19 Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS196587B3 true CS196587B3 (cs) 1980-03-31

Family

ID=5344211

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS761077A CS196587B3 (cs) 1976-02-19 1976-02-19 Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS196587B3 (cs)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
CN107393605A (zh) 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法
CN107767973B (zh) 核电厂乏燃料水池补充冷却装置
CN107403650B (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统
JPH07253492A (ja) 能動/受動複合安全系を具備した沸騰水型原子炉
JP7681706B2 (ja) 海洋環境用原子炉受動的安全システム
CN105957567A (zh) 一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
CN102867548A (zh) 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置
JPH0411836B2 (cs)
CN104361913A (zh) 二次侧非能动余热导出系统
JP2983290B2 (ja) 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置
US20230197300A1 (en) Passive waste heat removal system on secondary side of marine environmental reactor
CN110911020A (zh) 一种压力容器顶部双层的先进专设安全设施配置方案
CN104952495A (zh) 一种双堆核电站二次侧余热排出系统
RU2607474C2 (ru) Погружной модуль для производства энергии
JPH0216496A (ja) 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器
CN106531243B (zh) 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房
US5008069A (en) Device for cooling a heat-generating member
CN115274150A (zh) 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法
CN105741890B (zh) 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀
CS196587B3 (cs) Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodníhojaderného reaktoru
RU2002321C1 (ru) Система пассивного отвода остаточных тепловыделений дерного реактора
Muhlheim et al. Design Strategies and Evaluation for Sharing Systems at Multi-Unit Plants Phase I
CN212537802U (zh) 一种废热、废水回收装置
CN210692105U (zh) 一种反应堆堆芯和安全壳共享的应急余热排出系统