CS221562B1 - Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru - Google Patents

Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru Download PDF

Info

Publication number
CS221562B1
CS221562B1 CS807140A CS714080A CS221562B1 CS 221562 B1 CS221562 B1 CS 221562B1 CS 807140 A CS807140 A CS 807140A CS 714080 A CS714080 A CS 714080A CS 221562 B1 CS221562 B1 CS 221562B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
water
reactor
storage tank
safety device
nuclear
Prior art date
Application number
CS807140A
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 CS807140A priority Critical patent/CS221562B1/cs
Publication of CS221562B1 publication Critical patent/CS221562B1/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)

Abstract

Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru vytváří novou nezávislou a na jiném principu pracující zálohu ke stávajícím systémům havarijního odstavení reaktoru při ztrátě tlaku v primárním okruhu. Přídavné bezpečnostní zařízení je v podstatě tvořeno zásobní nádrží, ve které je koncentrovaný roztok chemického absorbátoru neutronů a spojovacím potrubím s armaturami, které umožňují pasivní nucený výtok absorbátoru ze zásobní nádrže do reaktoru během projektové havárie se ztrátou chladivá. Vysoce účelnou se jeví znázorněná aplikace předmětného bezpečnostního zařízení při využití významného čs. vynálezu podle autorského osvědčení číslo 201 194 u starších již provozovaných jaderných elektráren s vodovodními reaktory, jejichž koncepční řešení odpovídá dnes už překonanému stavu jaderně energetické bezpečnostní filozofie, protože dojde ke zvýšení jaderné bezpečnosti u těchto elektráren.

Description

Vynález se týká bezpečnostního zařízení vodovodního, respektive tlakovedního jaderného reaktoru a vychází z potřeb bezpečnostního zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodním reaktorem chráněného čs. autorským osvědčením č. 201 194. Toto přídavné bezpečnostní zařízení zálohuje podkritičnost reaktoru zejména při pohavarijním zaplavování aktivní zóny horkou vodou sekundárního okruhu.
Dosud se pro havarijní znovuzaplavování aktivní zóny vodovodních či tlakovodních reaktorů všeobecně používá pohotové zásoby studené bórované vody uložené pod tlakovým dusíkovým polštářem v havarijních akumulátorech, které představují pasivní dochlazovací podsystém standardních jaderných elektráren tohoto druhu. Mimoto, pro inovaci sledující zvýšení bezpečnosti provozu zejména u dřívějších ještě nestandardních už zrealizovaných a provozovaných jaderných elektráren s vodovodními reaktory, v nichž nejsou pasivní podsystémy havarijního dochlazování, byly nedávno navrženy nejprve způsob a pak i odpovídající zařízení pro pasivní havarijní dochlazování vodovodního jaderného reaktoru podle čs. autorských osvědčení č. 190 161 a č. 201 194. Přesto, že podkritlčnost havarovaného vodovodního jaderného reaktoru musí podle platných předpisů zajistit alespoň jeden z uvažovaných systémů působení na reaktivitu a udržovat ji při libovolných normálních a havarijních podmínkách, a to i za podmínky selhání jednoho orgánu s nejvyšší účinností působení na reaktivitu a přesto že lze využít stávajících havarijních čerpadel pro vstřik roztoku absorbátoru neutronů do havarovaného reaktoru, a přesto že jde o zaplavování aktivní zóny horkou vodou, čímž je využíváno i efektu záporného teplotního koeficientu reaktivity, zůstávají v souvislosti s platností jiného bodu stejných předpisů pochybnosti o bezpečném zachování podkritičnosti reaktoru během zaplavování aktivní zóny nebórovanou horkou vodou ze sekundárního okruhu, oož je nevýhodou inovujících technických řešení podle výše uvedených čs. vynálezů.
Výše uvedenou nevýhodu odstraňuje bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru podle tohoto vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že zařízení sestává ze zásobní nádrže obsahující roztok chemického, absorbátoru neutronů, do které je zaústěno přívodní potrubí sekundárního teplonosného média, v němž je uzavírací armatura, z výpustného potrubí s výpustnou armaturou zásobní nádrže, které je případně opatřeno na svém konci i ejektorovým směšovačem uloženým podélně v propojovacím potrubí a z vnitřního nebo vnějšího ohříváku zásobní nádrže napojeného přímo nebo nepřímo prostřednictvím pomocného potrubí a regulační armatury na prostor sekundární strany parogenerátoru.
Charakteristikou technického pokroku v oblasti jaderně energetických zařízení s reaktory tlakovodního typu, daného aplikací tohoto vynálezu, jsou zejména následující hlavní výhody. Předložené bezpečnostní zařízení odstraňuje potenciální zábrany, jaderně technického, bezpečnostního i administrativního charakteru, blokující realizaci zmíněných čs. vynálezů. Tím se uvolňuje cesta k využití významné, respektive velmi účelné inovace nestandardních jaderných elektráren s vodovodními reaktory. Za druhé, předmětné bezpečnostní zařízení systémově technicky dotváří koncepčně nový pasivní podsystém havarijního dochlazování reaktoru, který je v pdostatě tvořen hlavním technologickým zařízením, tj. stávajícími parogenerátory. Za třetí, parogenerátory se stávají zařízením dvouúčelovým, neboř budou plnit důležitou funkci i v havarijním přechodovém provozním režimu, čímž roste jejich význam z hlediska provozní bezpečnosti a tedy roste i jejich užitná hodnota. Za čtvrté, předmětné zařízení s vysokou spolehlivostí zálohuje funkci mechanického systému pevných havarijních absorbátorů, který při vzniku havarijních podmínek musí být schopen přerušit štěpnou reakcí a reaktor udržet v podkritickém stavu. Za páté, u havarijních čerpadel, která vstřikují při havárií do reaktoru roztok chemického absorbátu, lze zmírnit náročný požadavek rychlého startu při vysoké funkční spolehlivosti. Za šesté, starší nestandardní jaderné elektrárny s vodovodními reaktory se z hlediska rychlého a spolehlivého znovuzaplavení aktivní zóny havarovaného reaktoru vyrovnají technické úrovni dosažené u novějších už standardních jaderných elektráren stejného druhu. Za sedmé, možno očekávat, že po provozním ověření navržený pasivní havarijní podsystém získá prioritní postavení, čímž dojde u standardních jaderných elektráren s tlakovodními reaktory ke snížení významu a k redukci velikosti či počtu, případně až k vypuštění stávajících havarijních akumulátorů.
Jako příklad velmi účelné aplikace předmětného bezpečnostního zařízení je na výkresu znázorněno zjednodušené schéma tohoto zařízení včetně jeho vazeb na hlavní technologická zařízení. Na obr. je proto nakreslen stylizovaný primární okruh, který sestává z vodovodního reaktoru 1, parogenerátorů 2, oběhových čerpadel 3 a potrubí 4 primárního okruhu, které vzájemně spojuje uvedená zařízení primářů. Dále je nakresleno mezi vodním prostorem sekundární strany parogenerátoru 2 a potrubím 4 primárního okruhu propojovací potrubí 7 s uzavírací armaturou 8 a zpětnou armaturou 9, které zde reprezentují pasivní bezpečnostní zařízení podle čs. vynálezu chráněného již vpředu uvedeným autorským osvědčením č. 201 194. K parogenerátoru 2 je pro lepší názornost přikresleno potrubí 13 napájecí vody a potrubí 14 páry. Nové zařízení tvořící podstatnou část bezpečnostního zařízení podle předmětného vynálezu sestává ze zásobní nádrže 15, z přívodního potrubí 16 s přívodní armaturou 17, které je zde vedeno mezi vrchním dnem či víkem zásobní nádrže 15 a potrubím 14 páry, respektive parním prostorem parogenerátoru 2, dále z výpustného potrubí 18 s výpustnou armaturou 19, které spojuje spodní dno zásobní nádrže 15 s propojovacím potrubím 7, kde místo styku těchto potrubí je vytvořeno buď normálním T kusem, případně ejektorovým směšovačem 20, Dalším novým v podstatě pomocným zařízením je ohřívák 21, který je pomocným potrubím 22, v němž je regulační armatura 23, napojen na parní či vstupní straně na přívodní potrubí 16 a na vodní či výstupní straně na propojovací potrubí 7. Funkce znázorněného primárního okruhu, k němuž vždy náleží zde již nenakreslený kompenzátor objemu, je všeobecně známa z odborné literatury. Funkce propojovacího potrubí 7 s uzavírací armaturou 8 a zpětnou armaturou 9, která už je uvedena v popisu zmíněného čs. vynálezu, je triviální, neboť spočívá jednak v samočinném otevření zpětné armatury 9 a tím v propojení prostoru primárního okruhu s vodním prostorem sekundární strany parogenerátoru 2 při úplné ztrátě tlaku, respektive velké ztrátě vody z primárního okruhu, jednak v automatickém uzavření uzavírací armatury 8 při dosažení zadané minimální úrovně ozn. LMIN, hladiny horké vody v prostoru sekundární strany parogenerátoru 2. Je zřejmé, že konce propojovacího potrubí 7 možno zapojit do horké nebo/a do studené větve potrubí 4 primárního okruhu, případně přímo nad nebo/a pod aktivní zónu vodovodního reaktoru 1. Funkce nového bezpečnostního zařízení, které zajišťuje spolehlivé přimíšení koncentrovaného roztoku chemického absorbátoru do horké sekundární vody protékající propojovacím potrubím 7, je následující: od samočinného otevření zpětné armatury 9 nebo/a od průtoku vody je vzat impuls, označený + a tečkovanou linií, který způsobí spuštění servopohonů a tím otevření přívodní armatury 17 a výpustné armatury 19, čímž dojde ke gravitačnímu a/nebo ejekčnímu vyprázdnění zásobní nádrže 15. Ejektorový směšovač 20 intenzifikuje výtok koncentrovaného roztoku absorbátoru a jeho Instalace je účelná, existují-li dispoziční obtíže se získáním dostatečné výšky označené H. Znázorněný vnitřní, případně vnější ohřívák 21 zásobní nádrže 15 zajišťuje udržování nastavitelné zvýšené teploty roztoku chemického absorbátoru, což je účelné ze dvou důvodů. Prvým důvodem je skutečnost, že za zvýšené teploty lze používat roztok s vyšší koncentrací absorbátoru, což vede ke zmenšení objemu zásobní nádrže 15. Druhým důvodem je zmenšení teplotních rozdílů mezi míchanými médii, což zmenšuje nehomogenity nestacionárního teplotního pole ve stěnách příslušného T kusu nebo v ejektorovém směšovací 20. Regulační armaturou 23 se nastaví gravitační průtok kondenzátu a tím i přítok páry do ohříváku 21. Za klidového či pohotového stavu se kondenzát vrací propojovacím potrubím 7 zpět do parogenerátoru 2. Tepelný výkon ohříváku 21 a pomocného potrubí 22 a regulační armatury 23 jsou dány prakticky jen tepelnou ztrátou zásobní nádrže 15 do okolí a z toho důvodu jde jen o malé dimenze u tohoto pomocného zařízení. Je účelné poznamenat, že úsek výpustného potrrubí 18 mezi zásobní nádrží 15 a výpustnou armaturu 19 nutno provést co nejkratší, aby v důsledku lokálního ochlazení nedošlo v tomto místě k přesycení roztoku absorbátoru a k tvorbě pevné fáze absorbátoru. Dále je patrné, že samočinný přenos tepla do koncentrovaného roztoku absorbátoru vyžaduje, aby ohřívák 21 byl výše, než je úroveň hladiny vroucí vody v parogenerátoru 2.
Pro konkrétní předběžné představy o předmětném bezpečnostním zařízení byly použity známé technické údaje a parametry první čs. jaderné elektrárny se dvěma vodovodními reaktory o tepelném výkonu 2 x x 1375 MW. Ke každému reaktoru je připojeno šest paraleních smyček primárního okruhu a Jeden kompenzátor objemu. V každé smyčce je instalován jeden horizontální parogenerátor a jedno oběhové čerpadlo. Voda v primárním okruhu má při jmennovitém provozním stavu teploty 299/ /269 °C a tlak okolo 12,26 MPa. V prostoru sekundární strany parogenerátoru je tlak přibližně 4,6 MPa. Na tento tlak jsou vyloženy všechny armatury, potrubí a zejména zásobní nádrže, jejich počet byl zvolen stejný s počtem smyček primárního okruhu. Chemickým absobátorem neutronů je roztok kyseliny borité o koncentraci okolo 40 g H3BO3 na 1 kg H2O nebo vyšší.
Závěrem lze podoktnout, že i zcela samostatnou aplikací popsaného bezpečnostního zařízení, tj. aplikaci při nevyužití horké vody ze sekundárního okruhu pro znovuzaplavení aktivní zóny, kdy konce výstupních, respektive výtokových potrubí budou napojeny na vodovodní reaktor, nutno z hlediska bezpečnosti provozu reaktoru hodnotit jako velmi účelnou. Bezpečnostní zařízení vytváří nový, respektive záložní nezávisý systém havarijního odstavování reaktoru, jehož funkce je vysoce spolehlivá a principiálně odlišná od funkce mechanického systému pevných havarijních absorbátorů.

Claims (1)

  1. Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru, zálohující podkritlčnost reaktoru při pohavarijním zaplavování aktivní zóny horkou vodou sekundárního okruhu, vyznačené tím, že sestává ze zásobní nádrže (15) obsahující roztok chemického absorbátoru neutronů, do. které je zaústěno přívodní potrubí (16) sekundárního teplonosného média, v němž je uzavírací armatura (17), z výpustného potrubí (18) s výynAlezu pustnou armaturou (19) zásobní nádrže (15), které je případně opatřeno na svém konci ejektorovým směšovačem (20) uloženým podélně v propojovacím potrubí (7) a z vnitřního nebo vnějšího* ohříváku (21) zásobní nádrže (15) napojeného přímo nebo nepřímo prostřednictvím pomocného po>trubí (22) a regulační armatury (23) na prostor sekundární strany parogenerátorů
CS807140A 1980-10-22 1980-10-22 Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru CS221562B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS807140A CS221562B1 (cs) 1980-10-22 1980-10-22 Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS807140A CS221562B1 (cs) 1980-10-22 1980-10-22 Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS221562B1 true CS221562B1 (cs) 1983-04-29

Family

ID=5419969

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS807140A CS221562B1 (cs) 1980-10-22 1980-10-22 Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS221562B1 (cs)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2839480B1 (en) Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor
US7983376B2 (en) Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same
US10726961B2 (en) PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel
EP0405720A2 (en) Passive safety injection system using borated water
US4587079A (en) System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
US20130272473A1 (en) Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor
WO2014090106A1 (zh) 一种核电站高压安全注射系统
Kang et al. Performance analysis of the passive safety features of iPOWER under Fukushima-like accident conditions
CS221562B1 (cs) Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru
JPS6375691A (ja) 自然循環型原子炉
Conway et al. Simplified safety and containment systems for the IRIS reactor
Collier et al. The accident at three mile island
KR102072689B1 (ko) 원자로
Murao et al. A Concept of Passive Safety, Pressurized Water Reactor System with Inherent Matching Nature of Core Heat Generation and Heat Removal
Sykora WWER reactor protection system
Sviridenko et al. THERMOSIPHON− BASED PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM FOR SIMULTANEOUS COOLDOWN OF REACTOR AND PRESSURIZER
Zhang et al. Preliminary Study of Function Determination and Capacity of ACP600’s Reactor Emergency Borating System
Groudev et al. Preliminary RELAP5/mod3. 3 calculation of main steam line break accident based on OECD benchmark for VVER1000 of Kozloduy NPP
CS223253B1 (cs) Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru
Israel EPR: steam generator tube rupture analysis in Finland and in France
QI et al. Development and preliminary safety analysis of the Small Modular Reactor BOC-600
Makihara et al. Study of the PWR hybrid safety system
Neumann The passive safety systems of the SWR 1000
Lenti et al. Preliminary accident analysis to support a passive depressurization system design
Ohira Impact of the Fukushima Accident on Current Fast Reactor Monju