CS201194B3 - Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem - Google Patents

Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem Download PDF

Info

Publication number
CS201194B3
CS201194B3 CS781713A CS171378A CS201194B3 CS 201194 B3 CS201194 B3 CS 201194B3 CS 781713 A CS781713 A CS 781713A CS 171378 A CS171378 A CS 171378A CS 201194 B3 CS201194 B3 CS 201194B3
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
nuclear power
consequences
power plant
fitting
passive safety
Prior art date
Application number
CS781713A
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 CS781713A priority Critical patent/CS201194B3/cs
Publication of CS201194B3 publication Critical patent/CS201194B3/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

Vynález se týká pasivného bezpečnostního zařízení pro oaezení následků nadprojelctové havárie jaderné elektrárny s vodovodním reaktorem a vychází ze způsobu havarijního dochlazování tlakovodního jaderného reaktoru popsaného v popise vynálezu k čs. autorskému osvědčení čís. 190161. U starších generací reaktorů tohoto typu, které ještě nemají systémy havarijního dochlazování, omezuje vynález následky tzv. nadprojektové havárie primárního okruhu. U poslední generace vodovodních reaktorů středního výkonu, a také u vodovodních reaktorů velkého výkonu, představuje nový technický návrh spolehlivou zálohu ke stávajícím systémům havarijního dochlazování. Příslušné přídavné bezpečnostní zařízení pracuje samočinně a na principu pasivní funkce.
V současné době se jaderné elektrárny už projektují a některé již realizují i provozují podle velmi přísných bezpečnostních kritérií, která si mimo jiné vynucují realizaci různých systémů havarijního dochlazování. Tyto systémy jsou vyloženy na zvládnutí tzv. projektové havárie, za níž se dnes považuje náhlá a úplná porucha primárního potrubí. Starší generace vodovodních reaktorů jsou založeny na bezpečnostní filosofii omezené poruchy primárního okruhu, která je pak respektována projekčním řešením a tedy i celkovým provedením jaderné elektrárny. U těchto již provozovaných eventuálně i ještě budovaných jaderných elektráren s vodovodními reaktory starší generace již nelze moderní dochlazova·»
201 194
- 2 201 194 oí havarijní systémy dodatečně realizovat, což je vzhlede· k dnešním kritériím základní nebo koncepční nevýhodou příslušných elektráren» Různé aspekty této nevýhody se nepříznivě promítají zejména do povolovacího řízení, bezpečnosti vlastního provozu, i ekologie dané lokality. Překonaná bezpečnostní konoepoe může být i potenciální příčinou případných diskusí nebo sporů ve smyslu připomínek k energetickému provozu těchto reaktorů ze zahraničí.
Výše uvedenou koncepční nevýhodu zmenšuje dodatečně nainstalovatelné pasivní bezpečnostní zařízení podle tohoto vynálezu, sestávající z jednosměrného propojoVaoího potrubí, které je nainstalováno přímo nebo nepřímo mezi vodní prostor sekundární strany parogeneřátorů, popřípadě i vodní prostor napájecí nádrže a potrubí primárního okruhu nebo vodovodní reaktor, přičemž v jednosměrném propojovacím potrubí jsou umístěny uzavírací armatura a zpětná armatura nebo rychločinná otevírací armatura, nebo průtržná membrána.
Charakteristikou pokrokovosti nového technického návrhu mimo podstatného snížení významu výše uvedené koncepční nevýhody jsou tyto hlavní další výhody» realizace přídavného zařízení představuje relativně nepatrné investiční vícenéklady, instalace přídavného zařízení vykazuje malou pracnost a může být provedena i dodatečně, tj. během plánovaného odstavení reaktoru-po určitém období provozu, zvláště budou-li už před prvním energetickým provozem vytvořena napojovací místa na straně k primárnímu okruhu a napojení bude provedeno nepřímo, tj. přes stávající podružné potrubí menších průměrů, takže nevzniká nutnost úprav na tlakové nádobě reaktoru, ani na tělesech parogenerátorů, ani na potrubí primárního okruhu.
Na přiloženém výkresu představuje obr. 1 principiální gchéma primárního okruhu jaderné elektrárny s jedním z více možných řešení předmětného propojení, zatímco obr. 2 a obr. 3 znázorňují varianty vlastního propojovacího zařízení, které je zařízením přídavným. Na obr. 1 je znázorněna jedna ze šesti smyček primárního okruhu jaderné elektrárny s vodovodním reaktorem. Smyčka ale reprezentuje všech pět smyček intaktních. Šestá, havarovaná smyčka nakreslena není, ale nahrazuje ji znázorněný havarijní výtok z příslušných hrdel reaktoru. Smyčka sestává z vodovodního reaktoru £, parogenerátorů 2, oběhového čerpadla £, potrubí primárního okruhu £ a hlavních uzavíracioh armatur £. Dále je přikreslena napájecí nádrž £ a také přídavné zařízení tvořené jednosměrným propojovacím potrubím. £, uzavírací armaturou 8 a zpětnou armaturou £. Pro názornost je k parogenerátorů 2 přikresleno i potrubí napájecí vody 13 a potrubí páry 14. Funkce primárního okruhu je zřejmá z názvů jednotlivých zařízení a není proto nutné ji popisovat. Funkoe zařízení přídavného je rovněž velmi jednoduchá. Spočívá v zajištění samočinného přítoku teplonosného média sekundárního okruhu do okruhu primárního při jeho superhavarijníoh stavech. Při nich v důsledku nadprojektové havárie nekompenzovatelný únik primárního média vede k rychlému a trvalému klesání tlaku v primárním okruhu a hrozí mimo jiné i ztráta chlazení aktivní zóny se všemi dalšími nebezpečnými následky. Je zřejmé, že k samočinnému oteví- 3 201 194 rání zpětné armatury £, nebo k funkci rychločinné otevírací armatury JO, či k prasknutí průtržné membrány 11. dojde vždy při zrněná směru tlakového rozdílu mezi primárním a sekundárním okruhem, tj. v okamžiku, kdy tlak v primáru klesne pod provozní tlak v tělese parogenerátoru 2 respektive později i pod tlak v napájecí nádrži 6, Symbolem -H je znázorněno, že uzavírací armatura 8 se uzavře po dosažení zadané minimální hladiny vody v parogenerátoru 2, respektive v napájecí nádrži 6. Tečkovaná čára značí přenos impulsu.
Na obr. 2 je varianta propojovacího potrubí 2 spočívající v instalaci rychločinné otevírací armatury 10 místo výše uvedené zpětné armatury. Funkce tohoto propojení nastává rovněž při vzniku rozdílu tlaků ve směru sekundární okruh - primární okruh, kdy již neočíslovaný hydraulický servopohon otevře rychločinnou otevírací armaturu JO. Ukončení průtoku opět zajišťuje uzavírací armatura 8. Na obr. 3 je uvedena rovnocenná a funkčně stejná varianta propojení, jejíž velkou předností je dokonalá těsnost za normálního provozu. Využívá průtržné membrány JJ, kterou za normálního provozu odlehčuje opěrná mříž 12. Je zřejmé, že po každém zafungování tohoto propojení je nutné průtržnou membránu 11 vyměnit za novou, což je nevýhodou této varianty. Zmíněné varianty je možné účelně kombinovat,tj. jejich odlišné prvky sériově anebo paralelně řadit nebo spojovat.
Konkrétní předběžné úvahy byly vztaženy na šestismyčkový primární okruh s vodovodním reaktorem o tepelném výkonu 1375 MW, z něhož se tepelná energie přenáší do šesti ležatých parogenerátorů pomocí nuceného oběhu vody v potrubí primárního okruhu o vnitřním průměru 492 mm. Pracovní parametry primární tlakové vody jsouj tlak 12,25 MPa a střední teplota přibližně 284 °C. Pracovní parametry sekundárního okruhu jsous tlak v parogenerátoru 4,61 MPa a teplota odpovídá stavu sytostij tlak v napájecí nádrži je 0,7 MPa a teplota též odpovídá stavu sytosti. Pro nepřímé jednosměrné propojení se na straně sekundářů dá využít jednak dvanácti hrdel, respektive potrubí pro trvalý odluh o vnitřním průměru 48 mm, jednak šesti potrubí o vnitřním průměru 78 mm pro periodický odluh, jednak i šesti hrdel drenážních o vnitřním průměru 78 mm. Na straně k primárnímu okruhu lze k propojení využít celkem dvanácti potrubí, jimiž jsou k potrubí primárního okruhu připojeny výtlaky havarijních doplňovacích čerpadel. Tato vysokotlaká potrubí o vnitřním průměru 47 mm mají ale vestavěny omezující dýzy. Též je možné využít plnicí potrubí o vnitřním průměru 73 mm které je připojeno přímo na víko reaktoru. Součty průřezů uvedených potrubí představují u šesti parogenerátorů jedno potrubí o ekvivalentním vnitřním průměru 319 mm. Vstupy do pri márního okruhu reprezentují jedno ekvivalentní potrubí o vnitřním průměru 178 mm. Poměr součtových průřezů na vstupu a výstupu propojení vychází 3,2. To je výhodné z hlediska tvorby dvoufázové směsi z teplonosného média při jeho průtoku propojením, nebot k částečnému odporu bude docházet prakticky až v blízkosti, respektive uvnitř potrubí primárního okruhu. Orientačně vychází výkon navrhovaného propojení několikanásobně větší než je výkon stávajících havarijních doplňovacích Čerpadel.
Po náležitém výzkumu nového technického návrhu pomocí současných matematických modelů, které popisují složité průběhy a vyhodnocují následky havárií vyvolaných únikem (rychlým) teplonosného média z primárního okruhu, popřípadě i po jeho experimentálním ověře- 4 201 194 ní, bude instalace uvedeného přídavného zařízení výhodná u všech jaderných elektráren s vodovodními reaktory starší generace, které se bučí již provozují nebo ještš budují v některých zemích socialistického tábora.

Claims (1)

  1. Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodním reaktorem, které je vhodné zejména pro reaktory bez moderních systémů havarijního dochlazování pro způsob havarijního dochlazování podle čs. autorského osvědčení č. 190161, vyznačené tím, že sestává z jednosměrného propojovacího potrubí (7), které je nainstalováno přímo nebo nepřímo mezi vodní prostor sekundární strany parogenerátoru (2),popřípadě i vodní prostor napájecí nádrže (6), a potrubí primárního okruhu (4) nebo vodovodní reaktor (1) přičemž v jednosměrném propojovacím potrubí (7) jsou umístěny uzavírací armatura (8) a zpětná armatura (9) nebo rychločinná otevírací armatura (10), nebo průtržná membrána (11).
CS781713A 1978-03-17 1978-03-17 Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem CS201194B3 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS781713A CS201194B3 (cs) 1978-03-17 1978-03-17 Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS781713A CS201194B3 (cs) 1978-03-17 1978-03-17 Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS201194B3 true CS201194B3 (cs) 1980-10-31

Family

ID=5352195

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS781713A CS201194B3 (cs) 1978-03-17 1978-03-17 Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS201194B3 (cs)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4587079A (en) System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
CN107403650B (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统
CN103617815A (zh) 压水堆核电站非能动余热排出系统
CA3019034A1 (en) Flow mixing t-unit of reactor volume control system
MX2013003220A (es) Sistemas y metodos de seguridad de reactor de baja presion.
RU152416U1 (ru) Система аварийного отвода тепла
CN107833641A (zh) 一种船用压水堆海水冷却二次侧非能动余热排出系统
GB2638595A (en) Passive residual heat removal system and method for nuclear reactor
CN112700893A (zh) 余热排出系统与方法及核电系统
CN113860415B (zh) 核电厂应急给水箱除氧方法、给水系统及催化除氧装置
CN115274150B (zh) 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法
CN107833642A (zh) 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出系统
CN210271804U (zh) 一种注水式铅铋快堆应急余热排出系统
CN103165200B (zh) 一种反应堆的衰变热排出系统
CN203338775U (zh) 核电站蒸汽发生器防满溢结构
CN108447570B (zh) 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出系统
CN105741890B (zh) 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀
CS201194B3 (cs) Pasivní bezpečnostní zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodní» reaktorem
KR100363574B1 (ko) 원자력 발전소의 피동이차응축 계통의 작동제어방법
KR20140040518A (ko) 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통
KR100448876B1 (ko) 원자력발전소의 비상급수 시스템
WO2025060631A1 (zh) 一体化反应堆安全系统及其控制方法
CN114360751B (zh) 一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统
CN116759118A (zh) 一种非能动堆芯及安全壳综合冷却系统及冷却方法
CN204760046U (zh) 一种浮动核电站的长期非能动应急给水系统