CS196587B3

CS196587B3 - Facility of the low-pressure system of the long-term emergency after-cooling of the water-pressure nuclear reactor

Info

Publication number: CS196587B3
Application number: CS761077A
Authority: CS
Inventors: Dalibor Sykora
Original assignee: Dalibor Sykora
Priority date: 1976-02-19
Filing date: 1976-02-19
Publication date: 1980-03-31

Description

(54) Zařízení nízkotlakého systému dlouhodobého havarijního dochlazovánítlakovodního jaderného reaktoru(54) Low-pressure system for long-term emergency aftercooling of pressure-water nuclear reactor

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.The present invention relates to a low pressure long-term emergency cooling system for a pressurized-water nuclear reactor which, after an emergency reactor shutdown caused by a large and sudden loss of primary circuit leakage, provides residual heat removal from the shutdown reactor. The invention is based on the use of the inherent properties of the double protective envelope for the nuclear power stations according to U.S. Pat. No. 169329, thereby providing greater system reliability due to the preference of passively functioning devices.

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 skutečnostAt present, the standard units of pressurized-water nuclear power plants in the Federal Republic of Germany also have the highest technical standards in the field of technological safety systems, which is closely related to the fact that in the Federal Republic of Germany the most stringent permit regulations in the world apply. Today's safety philosophy of these two-circuit nuclear power plants envisages the possibility of a primary circuit accident, which it defines by breaking the primary pipeline at the point between the main circulation pump and the reactor. The sudden leakage of heat transfer medium from the primary circuit represents the most dangerous emergency state of the whole power plant and is therefore the greatest potential threat to the relatively large surroundings of the nuclear power plant. In order to avert the consequences of this design accident, emergency core cooling systems are designed and implemented to prevent, in particular, overheating and failure of fuel elements. An important role is played by the current active low-pressure emergency aftercooling system, which is applied in the final long-term aftercooling stage, where, in addition to heat accumulated in fuel and equipment, it removes mainly residual heat generated in the reactor zone long after its shutdown. The present system consists of several large low-pressure emergency pumps, whose function starts with a source of secured power supply the highest demands in terms of reliability or readiness and start-up speed, boron water storage tank, emergency exchanger, followed by intercooler from which the heat is usually transferred to the river by means of a pumping station. The individual devices are interconnected by a connecting pipeline with various fittings, which also enable the connection of the suction of low-pressure emergency pumps to the lowest point in the containment, which is a collecting pit. Said low-pressure aftercooling system, especially if said intermediate cooling circuit, is relatively large, must be started quickly and from the very beginning operates fully on the principle of active function. These are its drawbacks. These disadvantages of a technical and operational nature are accompanied by a negative fact

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.It is an ecological nature consisting in the fact that the transfer of accumulated and residual heat to the surroundings is immediate, ie without any time delay and moreover mostly into the aquatic environment.

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.The above-mentioned disadvantages are reduced in the equipment of the low-pressure system of the long-term emergency after-cooling of the pressurized water reactor based on the utilization of the double protective envelope properties according to MS. No. 169329, according to the invention, characterized in that the boron water gravity tank formed by the upper interspace is connected from the mouth through the downflow line through the return valve to the discharge of the low pressure emergency pump and that the lateral interspace is connected to the secondary side of the emergency exchanger a shut-off fitting to remove residual heat from the pressurized water reactor into the water in the lateral interspace.

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.Other advantages are above all the fact that the existing separate or single-purpose mostly steel large storage tanks of boron water are eliminated. Second, the low-pressure system for long-term emergency aftercooling becomes a completely passive function during the gravity transport of boronated water; there is no need for quick start-up and operation of low-pressure emergency pumps as well as subsequent switching of their suction from storage tanks to collecting sump during the accident. Third, the second quantity of boronated water transported to the crashed primary circuit by gravity can, if necessary, be increased compared to the original output of low-pressure emergency pumps by increasing the number and / or clearance of the pipes. Related to this fact is the possibility of eventual reduction of the performance of low-pressure emergency pumps due to the time decrease of the residual power of the reactor. Fourth, by the inlet height of the boronated water in the upper interspace, the delivery height of both the high-pressure emergency pumps and especially the pumps of the shower system will be reduced if they do not fall off at all. Fifth, by connecting the secondary side of the emergency heat exchangers to the water of the side interspace of the double protective envelope, there is the possibility of draining the inserted cooling circuits. The transfer of residual heat from the emergency heat exchanger to the large water supply in the lateral interspace is ensured by the self-circulating flow, which in principle has the maximum possible functional reliability. Sixth, both the boron water supply in the upper interspace and the cooling water supply in the lateral interspace are protected on both sides, i.e. protected from internal and external influences. Seventh, in connection with the reduction of parameters and possibly the number of different emergency pumps, the demands on the size and availability of the secured power supply system and on the size and speed of start-up of diesel generators will be reduced.

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.The attached drawings show in Fig. 2 a simplified layout of the present system including its main connections to the respective basic technological equipment of the nuclear power plant, and Fig. 1 a corrected scheme of emergency systems including their links to the primary circuit and both interspaces of the double protective envelope. The primary circuit is represented here by a single loop formed by a pressurized water reactor 31, a steam generator 32, a main circulation pump 33, and a primary duct 34. The emergency accumulator 36 of the high pressure emergency pump-35 is connected to the primary via a three-way selector 37 and a low pressure emergency pump 21 30. The shower system pump 11 is connected to the shower 12. The double protective envelope comprises a collecting sump 13, an upper interspace 14 and a lateral interspace 15. Functional equipment of the upper interspace 14 includes a circular baffle 16, an overflow 17, an automatic admission differential fitting 18, a drain the fitting 24, the mouth 25 and the partition wall 26. Only the thermosiphon pipe 27 with shut-off fittings 28, which is connected to the secondary side of the emergency exchange, is assigned to the side interspace 15 outside the no-numbered overflow, which determines the maximum water level. to 30, which is for this scheme typical. The second feature of the scheme is the existence of a downcomer 22 with a return valve 23 and its connection between the mouth 25 and the discharge of the low pressure emergency pump 21. It remains to be added that the quick acting valve 29 demonstrates the possibility of directly connecting at least a portion of the showers 12 to the water. Since the function of the vast majority of the devices described above is well known in the literature and, moreover, often results from the device name, it is sufficient to describe only the function of the new devices and their linkages. In the case of a major failure of the primary circuit, the heat transfer medium flows out of the primary circuit, which is indicated by a wavy arrow and a rapid pressure drop of the remaining steam mixture in the primary circuit. First, the high-pressure emergency pump 35 starts to transport a relatively small amount of boronated water from the upper interspace 14 via the three-way selector valve 37 to the appropriate branch of the primary conduit 34, possibly directly to the pressurized water reactor. the accumulator 36, thereby primarily re-flooding the core in the pressurized-water reactor 31. When the primary circuit pressure drops below the boron water pressure in the return valve 23, the boron water gravity flow through the orifice 25, downflow line 22, return valve 23 occurs. and its transportation to the crashed primary circuit. This cooling stage takes several tens of minutes. In this case, the boron water flowing through the primary has been collected together with the previously escaped heat transfer medium in the lower part of the inner space of the protective envelope, whose lowest point is the collecting sump 13. By exposing the mouth 25 the gravity transport of the boron water is terminated. In doing so, a certain amount of it retained by the annular baffle 16 and delimited by the orifice 25 remains in the upper interspace 14 so that its concave bottom is still flooded over its entire surface. Only then, for the final cooling stage, the low-pressure emergency pump 21, which draws the hot water from the sump 13 and transports it via the emergency exchanger 30 in which the water is cooled, must be started again into the disturbed primary circuit. Heat removal from the emergency exchanger 30 is effected by self-circulation of a large supply of cooling water located in the side interspace 15, which flows due to the temperature difference and favorable disposition through the thermosiphon line 27, followed by a system of unnumbered piping and water management fittings of the nuclear power plant. It remains to be noted that to partially counteract the adverse effect of backpressure in the crash envelope, an automatic admission differential fitting 18 is installed, which admits part of the air mixture to the upper interspace 14 during the crash. It is evident that the same requirement with even greater reliability plain pipe with a pressureless container forming a water seal. FIG. 2 is a stylized drawing of a disposition arrangement of the aforementioned and functionally described apparatus, the numbering of which is retained therein. Only the inner sealed envelope 1 and the outer sealed envelope 2 are accessed, between which both the upper intermediate space 14 and the lateral intermediate space 15 are located. Furthermore, for completeness of the spatial concept, a polar crane 19 with a footbridge 20 is also drawn. a device placed under the ceiling of a double protective envelope. These will also include the waterproof closures, not shown, to the upper interspace 14. The function description for Fig. 2 is unnecessary.

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.Indicative calculations were based on parameters of relevant systems or emergency pumps considered in the study of a nuclear power plant with a pressurized water reactor with a heat output of 3000 MWt. The double protective envelope concept was based on a double containment implemented at the Belgian 900 MWe nuclear power plant.

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.It can be assumed that after a thorough theoretical and experimental verification, the cooling system in question will be applied in particular to nuclear power plants for which, due to the proximity of densely populated areas, the double protective envelope with water spaces alone is attractive to increase environmental protection. An important aspect is also an increase in the reliability of the residual heat removal from the reactor and its location in the large capacity cooling water supply inside the side interspace of the protective envelope. This is in line with the trend of continuous growth in nuclear safety requirements.

Claims

SUBJECT OF THE INVENTION

Equipment of low-pressure system of long-term emergency aftercooling of pressurized water nuclear reactor, based on utilization of double protective envelope properties for nuclear power stations according to MS. No. 169329, characterized in that the gravitational tank of boronated water formed by the upper interspace (14) is connected from the mouth (25) via the downcomer (22) through the return valve (23) to the discharge of the low-pressure emergency pump (21) and lateral interspace ( 15) is connected to the secondary side of the emergency exchanger (30) by a thermosiphon line (27) via a shut-off valve (28) to remove residual heat from the pressurized water reactor (31) to the water in the lateral interspace (15).