CS223253B1 - Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru - Google Patents
Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru Download PDFInfo
- Publication number
- CS223253B1 CS223253B1 CS813705A CS370581A CS223253B1 CS 223253 B1 CS223253 B1 CS 223253B1 CS 813705 A CS813705 A CS 813705A CS 370581 A CS370581 A CS 370581A CS 223253 B1 CS223253 B1 CS 223253B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- differential
- space
- reactor
- differential cylinder
- pipe
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru podle vynálezu představuje novou nezávislou na jiném principu a zcela pasivně pracující zálohu stávajících systémů havarijního odstavení reaktoru při ztrátě tlaku v primárním okruhu. Předmětné bezpečnostní zařízení v podstatě sestává z diferenciálního válce, v němž je uložen diferenciální píst, opatřeného víkem a ucpávkou spojenou s potrubím úniků, z přívodního potrubí sekundárního teplonosného média, které propojuje prostor vymezený víkem a diferenciálním pístem s prostorem sekundární strany parogenerátoru, z výtokového potrubí, v němž je zpětná výtoková armatura, které spojuje střední prostor diferenciálního válce s propojovacím potrubím a reaktorem a ze spojovacího potrubí instalovaného mezi vysokotlakým prostorem diferenciálního válce a potrubím primárního okruhu. Ve středním prostoru diferenciálního válce je umístěna pohotová zásoba koncentrovaného roztoku chemického absorbátoru, jehož teplotu je účelné udržovat ohřevem na vyšší úrovni, než je teplota okolí. Zařízení především umožňuje nahórování sekundární horké vody před jejím vtokem do havarovaného reaktoru a reprezentuje ho diferenciální válec a diferenciální píst.
Description
Vynález se týká pasivního bezpečnostního zařízení vodovodního, respektive tlakovodního jaderného reaktoru a vychází z potřeb bezpečnostního zařízení pro omezení následků nadprojektové havárie jaderné elektrárny s vodovodním reaktorem.
Předmětné pasivní bezpečnostní zařízení zálohuje podkritičnost reaktoru, zejména při pohavarijním zaplavování aktivní zóny horkou vodou sekundárního okruhu.
Doposud se pro havarijní znovuzaplavování aktivní zóny vodovodních či tlakovodních reaktorů všeobecně používá pohotové zásoby studené horované 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 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 podkritičnost 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 nebáórovanou horkou vodou za sekundárního okruhu, což je nevýhodou inovujících technických řešení podle výše uvedených čs. vynálezů.
Výše uvedenou nevýhodu odstraňuje pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru podle tohoto vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že zařízení sestává z diferenciálního válce, k němuž náleží víko a diferenciální píst i ucpávka s potrubím úniků, z přívodního potrubí sekundárního teplonosného média, které propojuje prostor vymezení víkem a diferenciálním pístem s prostorem sekundární strany parogenerátoru, z výtokového potrubí, ve kterém je zpětná výtokové armatura uzavřeného typu, které spojuje střední prostor diferenciálního válce s propojovacím potrubím a ze spojovacího potrubí instalovaného mezi vysokotlakým prostorem diferenciálního válce a potrubím primárního okruhu, přičemž pohotová zásoba koncentrovaného roztoku chemického absorbátoru neutronů je umístěna ve středním prostoru, který je výhodné vybavit vnějším ohřevem, kde je stejný tlak jako v prostoru mezi víkem a diferenciálním pístem, respektive jako v prostoru 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 podstatě tvořen hlavním technologickým zařízením, tj. stávajícími parogenerátory. Za třetí, parogenerátory se stávají zařízením dvouúčelovým, neboť budou plnit důležitou funkci i v havarijním přechodovém provozním režimu, čímž roste jejich význam z hlediska provozní bezpečnosti a tedy roste í jejich užitná hodnota. Za čtvrté, předmětné přídavné zařízení s vysokou inherentní spolehlivostí zálohuje funkci mechanického systému pevných havarijních absorbátorů, který při vzniku havarijních podmínek musí být schopen přerušit Štěpnou reakci a reaktor udržet v podkritickém stavu. Za páté, u havarijních čerpadel, která vstřikují při havárii do reaktoru roztok chemického absorbátoru, lze zmírnit náročný požadavek rychlého startu při vysoké spolehlivosti. Za šesté, straší nestandardní jaderné elektrárny s vodovodními reaktory se z hlediska rychlého a spolehlivého zňovuzaplavení 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 prioritný 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 pasivního bezpečnostního zařízení je na přiloženém výkresu znázorněno principiální schéma tohoto zařízení včetně jeho vazeb na další 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 primáru. Dále ja nakresleno mezi vodním prostorem sekundární strany parogenerátoru 2 a potrubím 4 primárního okruhu pro223253 pojovací potrubí 7 s uzavírací armaturou 8, a zpětnou vazbou 3.
K parogenerátoru 2 je pro lepší názornost přikresleno potrubí 13 napájecí vody a potrubí 14 páry. Nové přídavné zařízení tvořící podstatnou část bezpečnostního zařízení podle předmětného vynálezu sestává z diferenciálního válce 24, uzavřeného víkem 25, ve kterém je volně pohyblivý těsněním 34 opatřený diferenciální píst 26, z přívodního potrubí 16 sekundárního teplonosného média, z výtokového potrubí 28 v němž je umístěna zpětná výtokové armatura 29 uzavřeného typu, ze spojovacího potrubí 30, které spojuje vysokotlaký prostor 31 diferenciálního válce 24, uzavřeného víkem 25, ve kterém je volně pohyblivý těsněním 34 opatřený diferenciální píst 26, z přívodního potrubí 16 sekundárního teplonosného média, z výtokového potrubí 28 v němž je umístěna zpětná výtokové armatura 29 uzavřeného typu, ze spojovacího potrubí 30, které spojuje vysokotlaký prostor 31 diferenciálního válce 24 s potrubím 4 primárního okruhu a z potrubí 33 úniků, které vychází z ucpávky 32, která obklopuje a utěsňuje část diferenciálního pístu 26.
Za pohotového stavu je střední prostor 27 zaplněn koncentrovaným roztokem chemického absorbátoru, vysokotlaký prostor 31 je zaplněn vodou primárního okruhu, zatím co prostor mezi víkem 25 a diferenciálním pístem 26 je zaplněn teplonosným médiem sekundárního okruhu. Přitom výslednice všech sil působících na diferenciální píst 26 směřuje v daném případě vzhůru a je zachycena reakčním silovým působením víka 25, o které se diferenciální píst 26 opírá. Funkce znázorněného bezpečnostního zařízení je následující. Po nekompenzovatelné ztrátě teplonosného média z primárního okruhu dojde rychle i ke ztrátě tlaku ve vysokotlakém prostoru 31, čímž se změní rovnováha sil a diferenciální píst 26 se dá do pohybu. Tím dojde ke zmenšování středního prostoru 27 a k vytlačování koncentrovaného roztoku chemického absorbátoru do propojovacího potrubí 7, kterým začne po otevření zpětné armatury 9 proudit i horká voda z parogenerátoru 2. Po smíšení dále proudí zředěný roztok chemického absorbátoru, jímž bývá kyselina boritá, do havarovaného primárního okruhu, respektive přímo do vodovodního reaktoru 1, čímž je zajištěno znovuzaplavení aktivní zóny horovanou horkou vodou. Aby nedocházelo během pohotovostního stavu předmětného bezpečnostního zařízení k difúzi roztoku chemického absorbátoru do spojovacích potrubí a k jeho průniku do prostoru sekundární strany parogenerátoru 2 a dále do celého sekundárního okruhu, je diferenciální píst 26 vybaven na svém velkém průměru těsněním 34, které však není zatíženo rozdílem tlaků. Ze stejB ného důvodu je ve výtokovém potrubí 28 instalována zpětná výtokové armatura 29, tzv. uzavřeného typu, což znamená, že za pohotového či klidového stavu její uzavírací orgán lehce dosedá na sedlo a těsně ho uzavírá. Plnění, vypouštění i odvzdušnění, zejména středního prostoru 27 zajišťují tenká potrubí s drobnými armaturami, což již není znázorněno.
Výrazným pozitivním znakem pasivního bezpečnostního zařízení je bezprostřední a spolehlivá vazba mezi stavem primárního okruhu a stavem tohoto bezpečnostního zařízení. Intaktnímu vysokotlakému primáru odpovídá pohotový stav pasivního bezpečnostního zařízení, které zcela samočinně zafunguje při havarijní ztrátě tlaku v primárním okruhu. Od popsané a schematicky znázorněné základní varianty předmětného zařízení je možné odvodit různé podvarianty tohoto zařízení, které se mohou lišit jednak využitím parní nebo/a kapalné fáze sekundárního teplonosného média jakožto energetického prostředí pro vytlačení koncentrovaného roztoku absorbátu, jednak dispozičním uspořádáním, respektive polohou diferenciálního válce 24.
Pro konkrétní předběžné představy o předmětném pasivním bezpečnostním zařízení byly použity známé technické údaje a parametry první čs. jaderné elektrárny se dvěma vodovodními reaktory o elektrickém výkonu 2 X 440 MW, kde ke každému reaktoru je paralelně připojeno šest smyček a k jedné z nich jeden parní kondenzátor objemu. V každé smyčce je instalován jeden horizontální parogenerátor a jedno oběhové čerpadlo. Voda v takto vytvořeném primárním okruhu má při jmenovitém provozním stavu teploty 299/269 °C a tlak okolo 12,6 MPa. V prostoru sekundární strany parogenerátoru je tlak přibližně 4,6 MPa. Na tyto tlaky musí být dimenzovány příslušné prostory, respektive součásti všech pasivních bezpečnostních zařízení, jejichž počet byl zvolen stejný s počtem smyček primárního okruhu. Chemickým absorbátorem neutronů je roztok kyseliny borité v koncentraci okolo 40 g H3BO3 na 1 kg H2O, nebo vyyšší.
Závěrem lze podotknout, že i zcela samostatnou aplikaci popsaného pasivního bezpečnostního zařízení, tj. aplikaci při nevyužití horké vody ze sekundárního okruhu pro znovuzaplavení aktivní zóny, kdy konce výtokových potrubí budou napojeny na vodovodní reaktor nutno z hlediska bezpečnosti provozu reatoru hodnotit jako velmi účelnou. Pasivní bezpečností zařízení vytváří nový, respektive záložní nezávislý systém havarijního odstavování reaktoru, jehož funkce je vysoce spolehlivá a principiálně odlišná od funkce mechanického systému pevných havarijních absorbátorů.
Claims (1)
- Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru, zálohující podkritičnost reaktoru při havarijním zaplavování aktivní zóny horkou vodou sekundárního okruhu, vyznačené tím, že sestává z diferenciálního válce (24), v němž je uložen diferenciální píst (26), opatřeného víkem (25) a ucpávkou (32) spojenou s potrubím (33) úniků, z přívodního potrubí (16) sekundárního teplonosného média, které propojuje prostor vymezený víkem (25) a diferenciálním pístem (26) s prostorem sekundárníVYNÁLEZU strany parogenerátoru (2), z výtokového potrubí (28], ve kterém je zpětná výtoková armatura (29) uzavřeného typu, které spojuje střední prostor (27) diferenciálního válce (24) a propojovacím potrubím (7) a ze spojovacího potrubí (30) instalovaného mezi vysokotlakým prostorem (31) diferenciálního válce (24) a potrubím (4) primárního okruhu, přičemž ve středním prostoru (27) je umístěna pohotová zásoba koncentrovaného roztoku chemického absorbátoru.
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS813705A CS223253B1 (cs) | 1981-05-19 | 1981-05-19 | Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru |
| BG8256540A BG35160A1 (en) | 1981-05-19 | 1982-05-10 | Passive device for security in a water- water type atomic reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS813705A CS223253B1 (cs) | 1981-05-19 | 1981-05-19 | Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS223253B1 true CS223253B1 (cs) | 1983-09-15 |
Family
ID=5377883
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS813705A CS223253B1 (cs) | 1981-05-19 | 1981-05-19 | Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| BG (1) | BG35160A1 (cs) |
| CS (1) | CS223253B1 (cs) |
-
1981
- 1981-05-19 CS CS813705A patent/CS223253B1/cs unknown
-
1982
- 1982-05-10 BG BG8256540A patent/BG35160A1/xx unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| BG35160A1 (en) | 1984-02-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US11756698B2 (en) | Passive emergency feedwater system | |
| CA2870859C (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| CA1183614A (en) | Device for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
| US3528884A (en) | Safety cooling system for a nuclear reactor | |
| US5085825A (en) | Standby safety injection system for nuclear reactor plants | |
| US9966154B1 (en) | Cooling overheating reactor using compressed gas to propel liquid to reactor | |
| CN104766637A (zh) | 安全注入成套系统 | |
| WO2022233141A1 (zh) | 核电厂非能动专设安全系统及供水系统 | |
| Kang et al. | Performance analysis of the passive safety features of iPOWER under Fukushima-like accident conditions | |
| WO2025060631A1 (zh) | 一体化反应堆安全系统及其控制方法 | |
| CN205541969U (zh) | 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀 | |
| CS223253B1 (cs) | Pasivní bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru | |
| KR100448876B1 (ko) | 원자력발전소의 비상급수 시스템 | |
| Conway et al. | Simplified safety and containment systems for the IRIS reactor | |
| Georgiev et al. | Assessment of the Leakages from Primary to Secondary Side for Different Number of Tube Ruptures in the Steam Generator | |
| JPS5818200A (ja) | 加圧水型原子炉の受動式緊急停止装置 | |
| CS221562B1 (cs) | Bezpečnostní zařízení vodovodního jaderného reaktoru | |
| GB2632376A (en) | Stepwise pressure relief device and steam generator secondary-loop heat sink system | |
| Liska | Mochovce NPP: experience with safety analysis | |
| Gureeva et al. | Design implementation of AST-500 passive safety principles | |
| Yi et al. | Research on ultimate response guidelines (URGs) of floating nuclear power plant | |
| Dobranich et al. | Steam-generator-tube-rupture transients for pressurized-water reactors | |
| JPS5833001A (ja) | 蒸気発生器二次側閉回路冷却系 | |
| Zhang et al. | Preliminary Study of Function Determination and Capacity of ACP600’s Reactor Emergency Borating System | |
| Elaswakh et al. | Advantages of the AFWS for APR1400 in response to SBO using MARS code |