CS201194B3

CS201194B3 - Passive safety device for limitation of consequences of the hyperdesign crash of the nuclear power plant with the aqueous reactor

Info

Publication number: CS201194B3
Application number: CS781713A
Authority: CS
Inventors: Dalibor Sykora
Original assignee: Dalibor Sykora
Priority date: 1978-03-17
Filing date: 1978-03-17
Publication date: 1980-10-31

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.The present invention relates to a passive safety device for limiting the consequences of an over-design accident of a nuclear power plant with a water-reactor and is based on a method of emergency cooling of a pressurized-water nuclear reactor described in the description of the invention. Certificate No. In older generations of reactors of this type, which do not yet have emergency cooling systems, the invention limits the consequences of the so-called over-design accident of the primary circuit. For the latest generation of medium-power water reactors, as well as for high-power water reactors, the new technical design provides a reliable backup to existing emergency cooling systems. The corresponding additional safety device operates automatically and on the principle of passive function.

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·»At present, nuclear power plants are already being designed and some are already being implemented and operated according to very strict safety criteria which, among other things, require the implementation of various emergency cooling systems. These systems are designed to cope with the so-called project accident, which is now considered a sudden and complete failure of the primary pipeline. Older generations of water reactors are based on the safety philosophy of limited failure of the primary circuit, which is then respected by the design solution and hence the overall design of the nuclear power plant. With these already operated or even built nuclear power plants with water reactors of the older generation, it is no longer possible to chill modern »»

201 194201 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.- 2 201 194 the emergency systems can be retrofitted, which is the basic or conceptual disadvantage of the power plants in question today's criteria »Various aspects of this disadvantage are unfavorable in particular in the permit procedure, safety of the operation and ecology of the site. An outdated safety konoepoe can also be a potential cause of potential discussions or disputes in terms of comments on the energy operation of these reactors from abroad.

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.The above-mentioned conceptual disadvantage is reduced by the retrofit passive safety device according to the invention, consisting of a one-way interconnecting pipeline which is installed directly or indirectly between the water space of the secondary side of the steam generators, The shut-off fitting and return fitting or quick-acting opening fitting or bursting membrane are located in the interconnecting piping.

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.The main features of the new technical design are, besides a significant reduction in the above conceptual disadvantages, the following additional advantages »the implementation of the additional equipment represents relatively low investment costs, the installation of the additional equipment requires little effort and can be retrofitted. operating periods, especially if connection points on the primary circuit side are created before the first power operation and the connection is made indirectly, ie through the existing sub-pipelines of smaller diameters, so that there is no need for modifications to the reactor pressure vessel or steam generator bodies; on the primary circuit piping.

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.In the accompanying drawing, FIG. 1 shows the principal circuit diagram of the primary circuit of a nuclear power plant with one of several possible solutions of the subject interconnection, while FIGS. 2 and 3 illustrate variants of the interconnection device itself, which is an additional device. Figure 1 shows one of the six loops of the primary circuit of a nuclear power plant with a water reactor. However, the loop represents all five intact loops. The sixth, failed loop is not drawn, but is replaced by the illustrated emergency discharge from the respective reactor necks. The loop consists of a water reactor (6), steam generators (2), a circulation pump (6), a primary circuit (4) pipe and main shut-off valves (6). Further illustrated is the supply tank 6 and also an additional device consisting of a one-way connection pipe. 8, shut-off fitting 8 and return fitting 8. For the sake of clarity, steam generators 2 and supply water pipes 13 and steam pipes 14 are also illustrated. The funkoe of the auxiliary device is also very simple. It consists in ensuring the automatic flow of the heat transfer medium of the secondary circuit into the primary circuit during its super-emergency conditions. In the event of an over-design accident, an uncompensable leakage of the primary medium leads to a rapid and permanent pressure drop in the primary circuit and there is a risk of, among other things, a loss of core cooling with all other dangerous consequences. It will be appreciated that the self-opening of the return fitting 6 or the function of the quick-acting opening fitting 10 or the bursting of the rupture diaphragm 11 always occur when the pressure difference between the primary and secondary circuits is broken, i.e. the primary pressure drops below the operating pressure in the steam generator body 2 and later also under the pressure in the feed tank 6. The -H symbol indicates that the shut-off fitting 8 closes when the specified minimum water level in the steam generator 2 or feed tank 6 is reached. the line indicates the pulse transmission.

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.In Fig. 2 there is a variant of the connecting line 2 consisting in the installation of the quick-acting opening fitting 10 instead of the above-mentioned return fitting. The function of this connection also occurs when a pressure difference occurs in the direction of the secondary circuit - the primary circuit, when the unnumbered hydraulic actuator opens the quick-acting opening fitting JO. The shut-off fitting 8 again stops the flow. Fig. 3 shows an equivalent and functionally identical variant of the connection, the great advantage of which is perfect tightness in normal operation. It utilizes a rupture membrane 11, which is relieved in normal operation by the support grid 12. It is clear that after each operation of this connection, the rupture membrane 11 has to be replaced with a new one, which is a disadvantage of this variant. These variants can be effectively combined, i. their different elements can be ordered or connected in series or in parallel.

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.Specific preliminary considerations were related to a 6-loop primary circuit with a 1375 MW water reactor, from which thermal energy is transferred to six horizontal steam generators by forced circulation in a 492 mm internal diameter primary circuit pipeline. The operating parameters of the primary pressurized water are a pressure of 12.25 MPa and a mean temperature of approximately 284 ° C. The operating parameters of the secondary circuit have a steam generator pressure of 4.61 MPa and the temperature corresponds to the saturation state, the pressure in the feed tank is 0.7 MPa and the temperature also corresponds to the saturation state. For indirect one-way connection, twelve orifices of 48 mm internal diameter can be used on the secondary side respectively six pipes with 78 mm internal diameter for periodic blowdown and six drainage ports of 78 mm internal diameter can be used. On the primary circuit side, a total of twelve pipelines can be used to interconnect the primary circuit piping with the emergency pump make-up. However, these high-pressure pipes with an inner diameter of 47 mm have built-in limiting nozzles. It is also possible to use a feed line having an internal diameter of 73 mm which is connected directly to the reactor lid. The sums of the cross-sections of the above mentioned pipelines represent one pipeline with an equivalent inner diameter of 319 mm for six steam generators. The primary circuit inlets represent one equivalent pipe with an inner diameter of 178 mm. The ratio of the total cross-sections at the input and output of the interconnection is 3.2. This is advantageous in view of the formation of the two-phase mixture from the heat transfer medium as it flows through the interconnection, since the partial resistance will occur practically only in the vicinity or inside the piping of the primary circuit. As a guide, the output of the proposed interconnection is several times greater than the performance of existing emergency make-up pumps.

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.After proper research of the new technical design using current mathematical models describing complex processes and evaluating the consequences of accidents caused by leakage of (fast) heat transfer medium from the primary circuit, or even after its experimental verification 4 201 194, the installation of said additional device will be advantageous for all Nuclear power plants with older generation water reactors, either being operated or being built in some countries of the socialist camp.

Claims

Passive safety equipment for limiting the consequences of an over-design accident of a nuclear power plant with a water reactor, which is suitable especially for reactors without modern systems of emergency aftercooling for the method of emergency aftercooling according to MS. No. 190161, characterized in that it consists of a unidirectional interconnecting pipe (7) which is installed directly or indirectly between the water space of the secondary side of the steam generator (2) and possibly the water space of the feed tank (6) and the primary circuit piping ( 4) or a water reactor (1) wherein a shut-off fitting (8) and a return fitting (9) or a quick-action opening fitting (10), or a bursting membrane (11) are located in the unidirectional interconnecting pipe (7).