CS247928B1 - Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection - Google Patents

Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection Download PDF

Info

Publication number
CS247928B1
CS247928B1 CS851932A CS193285A CS247928B1 CS 247928 B1 CS247928 B1 CS 247928B1 CS 851932 A CS851932 A CS 851932A CS 193285 A CS193285 A CS 193285A CS 247928 B1 CS247928 B1 CS 247928B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
coolant
primary
emergency
mixing
refrigerant
Prior art date
Application number
CS851932A
Other languages
English (en)
Inventor
Dalibor Sykora
Ilona Sykorova
Original Assignee
Dalibor Sykora
Ilona Sykorova
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, Ilona Sykorova filed Critical Dalibor Sykora
Priority to CS851932A priority Critical patent/CS247928B1/cs
Priority to DD85283637A priority patent/DD261296A3/xx
Priority to BG72554A priority patent/BG47779A1/xx
Publication of CS247928B1 publication Critical patent/CS247928B1/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 zapojení vysokotlakého systému havarijního doplňování chladivá vodovodního neboli tlakovodního jaderného reaktoru a řeší otázku snížení gradientů nestacionárních teplotních a napěťových polí ve stěně reaktorové nádoby, čímž významně přispívá к úspěšnému vyřešení komplexní problematiky dosažení eventuálně překročení plánované dlouhodobé životnosti reaktorové tlakové nádoby, jejíž konstrukční materiál prodělává trvalou degradaci počátečních vlastností zejména vrubové houževnatosti a tažnosti, a to hlavně účinkem neutronového pole v okolí aktivní zóny.
Dosavadní vysokotlaké systémy havarijního doplňování chladivá vodovodních nebo tlakovodních reaktorů, které s vysokou spolehlivostí zabezpečují udržování potřebného vysokého tlaku chladivá v celém primárním okruhu i během havarijních provozních režimů vyvolaných relativně malou a tedy kompenzovatelnou avšak z hlediska jaderné bezpečnosti velice nepříjemnou netěsností primárního okruhu, jsou vyprojektovány a realizovány v provedení schopném doplňovat jen studené chladivo, což je jejich koncepční technickou nevýhodou.
Tato nevýhoda dosavadních řešení předmětného systému vyvolává následující problémy a odpovídající rizika. V průběhu samocirkulačního dochlazování organizovaně odstavovaného reaktoru dochází vlivem teplotně hydraulické stratifikace к lokálním kontaktům mezi havarijně doplňovaným studeným chladivém a vnitřním povrchem reaktorové nádoby, která je přitom zatížena plným provozním tlakem.
Doplňováním studeného chladivá vyvolaná přídavná napětí od přechodových nehomogenních teplotních polí vedou ke kombinovaným napěťovým stavům v reaktorové nádobě, u níž zejména po víceletém provozu vzniká reálné riziko možného křehkého lomu a tím i riziko náhlé totální ztráty integrity respektive celistvosti konstrukčního materiálu reaktorové nádoby.
Pro potlačení těchto rizik se v současné době vedle dalších nezbytných bezpečnostně technických i provozních protiopatření, navrhuje vybavit nádrž havarijní zásoby chladivá zařízením pro ohřev, které prostřednictvím trvale udržovaného předehřátí celé pohotové zásoby chladivá má zabránit možnému překročení lomové houževnatosti, která je přímo závislá na teplotě stěny reaktorové nádoby.
Vedle evidentní energetické a provozní nevýhody tohoto protiopatření, i velmi omezené výše stavební části reaktcrovny, jsou jeho bezpečnostně technickými nevýhodami existence náběhové chladné vlny vyvolané počátečními pracemi studeného doplňovaného chladivá z neohřívaného spojovacího potrubí, jakož i riziko vzniku kavitace v sání havarijních doplňovacích čerpadel v případech kdy už nelze zvýšenou teplotu havarijní zásoby chladivá respektovat realizací potřebné nátokové výšky.
Výše uvedené nevýhody jsou odstraněny u řešení předmětného systému podle tohoto vynálezu, který spočívá v tom, že koncové úseky spojovacích potrubí jsou opatřeny injektorovými směšovači, jejichž vstupy pro přisávané respektive hnané chladivo jsou prostřednictvím směšovacích přívodních potrubí propojeny přímo nebo přes předřazené tepelné výměníky s primárním okruhem tj. s primárním potrubím,-s výhodou s jeho tzv. studenými větvemi.
Charakteristikou technické pokrokovosti řešení podle tohoto vynálezu jsou vedle odstranění výše uvedených nevýhod dosavadní techniky jeho následující hlavní výhody. Navrženým směšovacím předehřevem havarijně doplňovaného chladivá možno zajistit jeho podstatně vyšší teplotu než jeho ohřevem v nádržích havarijní zásoby chladivá a přitom předehřev je prováděn zcela bezprostředně před vtokem havarijně doplňovaného chladivá do primárního okruhu.
Za druhé, podstatně se redukuje rozsah nezbytných rekonstrukčních prací, zejména na vlastním zařízení primárního okruhu. V případě primárních okruhů reaktorů WER 440 v provedení V 213 a WER 1 000, kde>lze pro napojení směšovacích přívodních potrubí výhodně využít stávající přívodní a/nebo odvodní spojovací potrubí systému čištění chladivá reaktoru, odpadnou úpravy na primárním potrubí úplně, neboť v podstatě pouhá náhrada příslušných stávajících ome zovačů havarijních úniků v potrubí havarijního doplňování injektorovými směšovací vyžaduje jen úpravy v poturbí o relativně malé světlosti. Za třetí, zachovávají se podmínky pro co největší pohavarijní samocirkulaci chladivá v primárním okruhu, která je velice významným faktorem inherentní jaderné bezpečnosti kteréhokoliv jaderně energetického zařízení.
Za čtvrté,·stávající samocirkulace se při možném a účelném zachování vtokových míst na primárhím okruhu, tj. na studeném primárním potrubí, ještě posílí, protože teplota havarijně doplňovaného chladivá bude vždy nižší než teplota chladivá ve studeném primárním potrubí, přičemž tato teplota bude dostatečně vysoká,·aby nedocházelo k tepelným rázům ve stěně reaktorové nádoby. ·
Za páté, injektorové směšovače vzhledem ke stejnému hydraulickému dýzovému principu se stávajícími omezovači havarijního úniku chladivá plně nahrazují i jejich bezpečnostní funkci a to jak pro prostředí hnací, kterým je havarijně doplňované chladivo, tak i pro prostředí hnané respektive přisávané, ' kterým je chladivo z primárního okruhu.
Za šesté, potřebný předehřev havarijně doplňovaného chladivá je prováděn energií prvotní formy, tj. jaderným teplem generovaným v reaktoru, které navíc při tomto havarijním režimu je teplem dochlazovacím neboli odpadním, které naopak vyžaduje vysoce zabezpečený odvod a rozptyl do okolí. ·
Za sedmé, obě přídavná zařízení jimiž jsou injektorový směšovač a tepelný výměník jsou zařízení se zcela pasivní funkcí, takže jejich zapojením do stávajících vysokotlakých systémů havarijního doplňování chladivá se zachovává původní vysoká funkční spolehlivost tohoto důležitého bezpečnostního systému.
vysokotlakého kace vynálezu
Na přiloženém výkresu, kde je velmi zjednodušeně schematicky znázorněno nové zapojení systému havarijního doplňování chladivá vodovodního reaktoru, je uvedena aplina jaderné . bloky s reaktory WER 440 v provedení V 230.
Primární okruh, který jak 2námo má šest paralelních smyček, je tvořen reaktorem £, parogenerátory 2, hlavními cirkulačními čerpadly 3, primárním potrubím .4, kompenzátorem .5 objemu a hlavními uzavíracími armaturami 6.
Předmětný bezpečnostní systém je pro tento primární okruh tvořen nádrží £ havarijní zásoby chladivá, dvěma trojicemi havarijních doplňovacích čerpadel 8,, zpětnými armaturami £, poturbními kolektory Ί0 a spojovacím potrubím £1, ve kterém jsou umístěny už nezakreslené další armatury.
Novými prvky reprezentujícími řešení podle tohoto vynáležu jsou jen injektorové směšovače· 12, dále jim ve směru toku havarijně doplňovaného chladivá předřazené tepelné výměníky .
' 14, které jsou však určeny pouze pro zmenšení teplotního rozdílu mezi oběma chladivý vstupujícími do injektorových směšovačů 12 s cílem zlepšení jejich pracovních podmínek, jakož i krátké směšovací přívodní potrubí 1£, ve kterém při jeho alternativním napojení na horké primární poturbí £ je nutné umístit pomocnou zpětnou armaturu 15.
Havarijní únik chladivá z primárního okruhu je znázorněn zvlněnou šipkou vlevo od reaktoru’ 1. Směry proudění chladivá ukazují přímé šipky. Funkci primárního okruhu je zbytečné uvádět, nebo£ je patrná z názvů jeho komponent. Při existenci havarijního úniku chladivá z primárního okruhu je nutné z bezpečnostních důvodů předpokládat možnost současného výpadku funkce hlavních cirkulačních čerpadel· £, takže dochlazování reaktoru £ zabezpečuje jen přirozená samocirkulace chladivá v primárním okruhu.
Funkce dalšího zařízení, která je též zřejmá z obr. a názvů jednotlivých zařízení, je následující. Od havarijního signálu se spustí vysokotlaká havarijní doplňovací čerpadla _8 a tím dojde k přečerpávání havarijní zásoby chladivá z nádrže £ zakreslenou potrubní trasou
4’ do tzv. studené větve primárního potrubí £, čímž se zastaví havarijní pokles hladiny chladivá v kompenzátoru' 5 objemu, ke kterému došlo právě vlivem havarijního úniku chladivá. Při průtoku havarijně doplňovaného chladivá tepelnými výměníky 14 se zvýší jeho teplota převodem určité části tepla z chladivá přiváděného směšovacím přívodním poturbím 13.
Zbývající ohřev havarijně doplňovaného chladivá proběhne smíšením hnacího a hnaného či přisávaného proudu chladivá v injektorových smesovačích 12 , které jsou velice jednoduchými, pasivně fungujícími a tedy vysoce spolehlivými proudovými přístroji.
Z konkrétních teplotních a průtokových poměrů pak vychází potřebná výstupní teplota chladivá s níž pak vtéká do primárního okruhu. Je zřejmé, že výstupní teplota se může pohybovat v relativně velmi širokém rozmezí okolo střední teploty dané aritmetickým průměrem z teploty chladivá v nádrži J7 a z teploty chladivá v primárním okruhu v místě napojení směšovacího přívodního potrubí - 13.
Při alternativním odběru přisávaného chladivá z horkého primárního potrubí jl* c°ž Ďe znázorněno vlevo od hlavního cirkulačního čerpadla .3, se sice získá určitá výhoda daná vyšší teplotou přisávaného chladivá-,· přitom je ale nutné instalovat pomocné zpětné armatury 15 pro zabránění opačnému průtoku při normálním provozu primárního okruhu.
Místa zapojení spojovacího potrubí 11 do primárního potrubí £ je výhodné mít s hlediska směru samocirkulačního proudění za místy napojení směšovacích přívodních potrubí 13 a současně je ponechat z důvodu minimalizace rekonstrukčních prací i z důvodu dosažení co největší samocirkulace ve studené větvi primárního potrubí £. Nutno poznamenat, že při intenzivním havarijním doplňování nedostatečně předehřátého chladivá z nádrže J do horké větve primárního potrubí £ by mohla být přirozená samocirkulace chladivá v primárním okruhu nebezpečně ohrožena. Příklad
Pro příklad konkrétní aplikace ukazující efektivnost tohoto inovačního návrhu jsou 'použity následující teploty chladivá a jeho relativní průtokové poměry v injektorových směšovačích: teplota havarijní zásoby chladla je 20 °^ teplota ch^divá ve studeném primárním potrubí je 270 °C a poměry hnacího ku hnanému průtočnému množství chladivá jsou zvoleny 2 : 1, 1 : 1 a 1 : 2.
Výsledné teploty chladivá po smíšení, respektive před jeho vtokem do primárního okruhu, přitom vychází 103 °^ 145 °C a 187 °C. Odjpov^ají^ zvýšení teploty Imvarjně dop^ovan^o chladivá si^šova^m ohřevem čitedy 83 °C, 125 °C a 167 °C. příklad názorně ukazuje širomožnosti směšovacího ohřevu studeného chladivá prováděného navíc dochlazovacím teplem odvedeným z primárního okruhu. Předem nelze vyloučit ani úspěšný vývoj injektorových směšovačů pracujících s velkým rozdílem teplot obou vstupních proudů chladivá, čímž by odpadla nutnost instalace předřazených tepelných výměníků.
Vynález je využitelný u všech tlakovodních jaderných reaktorů, které jsou výrazně nejrozšířenějším druhem jaderně energetického zařízení a zejméma v případě některých jaderných elektráren sovětské koncepce s reaktory typu VVER může významně přispět k zajištění, eventuálně i k překročení, plánované doby provozu příslušných reaktorových nádob. Spolu s dalšími opatřeními vynález řeší problematiku mimořádného národohospodářského významu související bezprostředně s integrovaným jaderně energetickým programem zemí RVHP. Přitom časově jde o vynález velice aktuální.

Claims (3)

1. Zapojení vysokotlakého systému liavarijnlho doplňování chladiva vodovodního jaderného reaktoru, které z důvodu vysoce spolehlivého zabezpečení kompenzace realtivně malého havarijního úniku chladiva z primárního okruhu sestává v podstatě jenom z nádrže havarijní zásoby chladiva, havarijních doplňovacích čerpadel a spojovacího potrubí s armaturami, vyznačené tím, že koncové úseky spojovacích potrubí /11/ jsou opatřeny injektorovými směšovací /12/, jejichž vstupy pro přisávané respektive hnané chladivo jsou prostřednictvím směšovacích přívodních potrubí /13/ propojeny přímo nebo přes předřazené tepelné výměníky /14/ s primárním okruhem, tj. s primárním potrubím /4/, s výhodou s jeho studenými větvemi.
2. Zapojení podle bodu 1, vyznačené tím, že směšovací přívodní potrubí /13/ v případě jejich napojení na horké větve primárního potrubí /4/ při zaústění spojovacích potrubí /11/ do výtlaků hlavních cirkulačních čerpadel /6/ jsou vybavena pomocnými zpětnými armaturami /15/.
3. Zapojení podle bodu 1, ’ vyznačené tím, že směšovací přívodní potrubí /13/ jsou svými vstupy napojena na primární potrubí /4/ prostřednictvím potrubních odboček pro připojení systému čištění chladivá.
CS851932A 1985-03-19 1985-03-19 Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection CS247928B1 (en)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS851932A CS247928B1 (en) 1985-03-19 1985-03-19 Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection
DD85283637A DD261296A3 (de) 1985-03-19 1985-11-29 Anschliessen des hochdrucksystems der havariezuspeisung des waermetraegers eines wasser-wasser-reaktors
BG72554A BG47779A1 (en) 1985-03-19 1985-11-29 System for emergency cooling of atomic reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS851932A CS247928B1 (en) 1985-03-19 1985-03-19 Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS247928B1 true CS247928B1 (en) 1987-01-15

Family

ID=5354942

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS851932A CS247928B1 (en) 1985-03-19 1985-03-19 Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection

Country Status (3)

Country Link
BG (1) BG47779A1 (cs)
CS (1) CS247928B1 (cs)
DD (1) DD261296A3 (cs)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6794357B1 (en) 1993-06-24 2004-09-21 Astrazeneca Ab Compositions for inhalation

Also Published As

Publication number Publication date
BG47779A1 (en) 1990-09-14
DD261296A3 (de) 1988-10-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9460818B2 (en) Low pressure reactor safety systems and methods
US20210202121A1 (en) Flow Mixing T-Unit of Reactor Volume Control System
CN107112059A (zh) 停止冷却系统及具有该停止冷却系统的核设施
CN105957567A (zh) 一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
US4654190A (en) Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant
KR100271891B1 (ko) 원자력발전소를 위한 드레인 시스템
KR20140122979A (ko) 해수를 이용한 원전 비상냉각 시스템
US4666662A (en) Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor
IT8223090A1 (it) Sistema di iniezione di acqua attivato da vapore
CS247928B1 (en) Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection
KR101193677B1 (ko) 이동식 비상 냉각수 공급 시스템
KR20110090276A (ko) 공유 증기공급계통을 갖는 다중 원자로 시스템
CN110332405B (zh) 一种蒸汽、冷凝伴热工艺以及蒸汽伴热系统
US5335252A (en) Steam generator system for gas cooled reactor and the like
CN117409990A (zh) 一种多支路独立运行的船用非能动安全壳冷却系统
CN209591543U (zh) 一种乏燃料水池冷却系统
KR100397291B1 (ko) 원자로의 정지냉각계통
RU2102800C1 (ru) Энергетическая установка
RU2156922C2 (ru) Автономная система теплоснабжения и электроснабжения
KR100448876B1 (ko) 원자력발전소의 비상급수 시스템
US20080025455A1 (en) Reactor feedwater system
CN111696689B (zh) 一种安全注入系统及核电站
CN202470776U (zh) Dx气体发生炉冷却水循环系统
CN219180203U (zh) 核电厂设备冷却水回路和核电厂设备冷却水系统
CN119480186B (zh) 一种核电厂用水系统及冷却方法