DE2606527A1

DE2606527A1 - Reactor emergency coolant discharge at fast and slow rates - according to position of primary circuit leak

Info

Publication number: DE2606527A1
Application number: DE19762606527
Authority: DE
Inventors: Georg Jaschinski
Original assignee: Kraftwerk Union AG
Current assignee: Kraftwerk Union AG
Priority date: 1976-02-18
Filing date: 1976-02-18
Publication date: 1977-09-01
Also published as: DE2606527B2; DE2606527C3; CH600497A5; ES456036A1

Abstract

A nuclear reactor installation comprises a liquid-cooled, esp. pressurised water reactor, in which the main coolant circuit comprises a pressure vessel and ducting leading out through the surrounding concrete biological shield. The biological shield, together with the reactor pressure vessel, constitutes a close space in which the pressure is monitored in order to actuate equipment for initiating a rapid power reduction if a leak should occur in the main coolant circuit. Pressure measuring devices inside the close space between biological shield and pressure vessel actuate the rapid power reduction equipment only if a leak occurs within the main biological shield, but initiate a slower reduction of power if a leak should occur outside this closed space within the biological shield. Pref. the pressure measuring equipment provides a comparison between the pressure rise inside the closed space and that outside this space. More specifically, the pressure measuring equipment records the difference in pressure between these two spaces. A sudden reduction in pressure by discharge of primary coolant from the circuit is avoided except in the essential cases of a leak within the primary contained space around the vessel. Where a leak occurs in the primary circuit outside the biological shield, a much slower power reduction is possible, and thus the stress loading induced in the primary circuit components can be correspondingly reduced.

Description

Kernreaktoranlage mit einem flüssigkeitsgekühlten ReaktorNuclear reactor plant with a liquid-cooled reactor

Die Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage mit einem flUssigkeitsgekühlten Reaktor, insbesondere einem Druckwasserreaktor, mit einem Hauptkühlkreis, der einen Reaktordruckbehälter und Leitungen umfaßt, die von dem Reaktordruckbehälter ausgehen und einen biologischen Schild aus Beton durchsetzen, der den Reaktordruckbehälter umgibt und mit diesem einen geschlossenen Raum bildet,und mit Mitteln zur schnellen Leistungsabfuhr bei einem Leck im Hauptkühlkreis.The invention relates to a nuclear reactor plant with a liquid-cooled Reactor, in particular a pressurized water reactor, with a main cooling circuit, the one Includes reactor pressure vessel and lines extending from the reactor pressure vessel and a biological shield made of concrete enforce the reactor pressure vessel surrounds and forms a closed space with it, and with means for rapid Power dissipation in the event of a leak in the main cooling circuit.

Aus der deutschen Offenlegungsschrift 22 20 486 ist ein Druckwasserreaktor bekannt, bei dem der biologische Schild aus Beton zweiteilig ausgeführt ist. Der innere Schildteil, der mit dem Reaktordruckbehälter einen geschlossenen Raum bildet, sorgt dabei für die Abschirmung von Kühlluft, die zwischen dem inneren und dem äußeren Schildteil verläuftDurch diese Abschirmung erreicht man, daß die im Kernreaktor normalerweise vorhandenen Kühlluftanlagen für die Kühlung benutzt werden können, weil die Aktivierung der Kühlluft durch den inneren Schildteil verringert ist.From the German Offenlegungsschrift 22 20 486 is a pressurized water reactor known, in which the biological shield is made of concrete in two parts. Of the inner shield part, which forms a closed space with the reactor pressure vessel, ensures the shielding of cooling air between the inner and outer Shield part runsThrough this shielding one achieves that in the nuclear reactor normally existing cooling air systems can be used for cooling, because the activation of the cooling air by the inner shield part is reduced.

In der genannten Offenlegungsschrift ist nur die Kühlung des biologischen Schildes behandelt. Man kann jedoch davon ausgehen, daß auch bei Kernreaktoranlagen, wie sie in der Offenlegungsschrift 22 20 486 behandelt sind, Mittel zur schnellen Leistungsabfuhr bei einem Leck im Hauptkühlkreis vorhanden sind, weil solche Mittel schon aus Sicherheitsgründen praktisch unerläßlich sind.In the mentioned patent application only the cooling of the biological Shield treated. However, it can be assumed that even with nuclear reactor plants, as they are treated in the laid-open specification 22 20 486, means for rapid Power dissipation in the event of a leak in the main cooling circuit is available because such means are practically indispensable for safety reasons.

Mit den genannten Mitteln soll eine Schnellabsenkung des Druckes erreicht werden, damit Notkühlmittel unter verhältnismäßig geringem Druck in den Hauptkühlkreis nachgespeist werden kann, wenn das normale Kühlmittel im Fall eines Lecks entweicht. Diese schnelle Druckentlastung bringt aber nicht nur einen Druckabbau von zum Beispiel 150 auf 20 bar mit sich, sondern auch eine Abkühlung von Betriebstemperaturen mit mehr als 3000C auf 1500C oder weniger. Die Temperaturabsenkung beansprucht die dickwandigen und relativ komplizierten Komponenten des Hauptkühlkreises durch Wärmespannungen. Die thermische Belastung kann sogar die für die Auslegung maßgebende Größe sein, wenn keine andere Möglichkeit besteht, die beim Auftreten eines Lecks im HauptkUhlkreis entstehenden Probleme zu lösen.With the means mentioned, a rapid reduction in pressure is intended achieved so that emergency coolant enters the main cooling circuit under relatively low pressure can be replenished if the normal coolant escapes in the event of a leak. However, this rapid pressure relief not only brings about a pressure reduction of, for example 150 to 20 bar with itself, but also a cooling of operating temperatures with more than 3000C to 1500C or less. The drop in temperature puts a strain on the thick-walled ones and relatively complex components of the main cooling circuit due to thermal stresses. The thermal load can even be the decisive factor for the design, if there is no other possibility, that in the event of a leak in the main cooling circuit solve problems that arise.

Ziel der Erfindung iSt es nach dem Vorstehenden, die Belastungen des Hauptkühlkreises bei einer Kernreaktoranlage der oben genannten Art zu verringern, ohne daß dafür ein großer Aufwand erforderlich ist. Zu diesem Zweck ist gemäß der Erfindung vorgesehen, daß dem geschlossenen Raum Druckmeßeinrichtungen zugeordnet sind, die die Mittel zur schnellen Leistungsabfuhr in Tätigkeit setzen und bei einem Leck außerhalb des geschlossenen Raumes eine langsamere Leistungsabfuhr bewirken.The aim of the invention is according to the above, the loads of the To reduce the main cooling circuit in a nuclear reactor installation of the type mentioned above, without a great deal of effort being required. For this purpose, according to the Invention provided that associated pressure measuring devices in the closed space who put the means to quickly dissipate performance into action and with a Leak outside the closed space cause a slower power dissipation.

Bei der Erfindung wird mit einfachen Mitteln zwischen Lecks unterschieden, die am Reaktordruckbehälter auftreten und solchen Lecks, die in den außerhalb des biologischen Schildes liegenden Teilen des Hauptkühlkreises vorkommen können. Dazu ist zu bemerken, daß eine schnelle Zufuhr von Notkühlmittel, die eine schnelle primärseitige Druckabsenkung und damit eine schnelle Leistungsabfuhr über die Sekundärseite voraussetzt, im Extremfall nur dann erforderlich ist, wenn das Leck am Reaktordruckbehälter selbst auftritt, weil nur dadurch der Reaktorkern in unzulässiger Weise beansprucht werden kann. Lecks an den Leitungen oder Komponenten außerhalb des biologischen Schildes führen dagegen schon wegen der räumlichen Anordnungen der Leitungen (Rohrstutzen oberhalb des Reaktorkerns) und wegen des Strömungswiderstandes der zwischen dem Reaktordruckbehälter und der Leckstelle liegenden Leitungen zu weitaus lang- sameren Kühlmittelverlusten. Hier ist es also ausreichend, die Leistungsabfuhr langsamer, d.h. ohne zu starke Temperaturabsenkungen, vorzunehmen.In the invention, a distinction is made between leaks using simple means, that occur at the reactor pressure vessel and those leaks that occur in the outside of the biological shield lying parts of the main cooling circuit can occur. In addition it should be noted that a rapid supply of emergency coolant, which is a rapid primary Presupposes pressure reduction and thus rapid power dissipation via the secondary side, in the extreme case is only necessary if the leak is in the reactor pressure vessel itself occurs because this is the only way to unduly stress the reactor core can. Leaks in the lines or components outside the biological shield lead on the other hand because of the spatial arrangement of the lines (pipe socket above the reactor core) and because of the flow resistance between the Reactor pressure vessel and lines lying at the point of leakage are too long sameren Coolant losses. So here it is sufficient to slow down the power dissipation, i.e. without reducing the temperature too much.

Die Druckmeßeinrichtungen, die bei der Erfindung zur Erfassung des Kühlmittelverlustes in dem den Reaktordruckbehälter einschließenden geschlossenen Raum dienen, können Absolutwerte messen aber auch Druckdifferenzen beispielsweise zwischen diesem Raum und dem Raum außerhalb des biologischen Schildes, wobei die Druckdifferenz gegenüber dem Containment oder auch der Atmosphäre gewählt werden kann. Dabei kann der Meßwert für die Aktivierung der zur schnellen Leistungsabfuhr notwendigen Mittel nicht nur die Höhe des Druckes absolut oder eine Druckdifferenz sein, sondern zum Beispiel auch die Druckänderungsgeschwindigkeit in einem bestimmten Bereich der Reaktoranlage, wobei die maßgebende Druckänderungsgeschwindigkeit wiederum absolut oder gegenüber anderen Räumen ausgewertet werden kann.The pressure measuring devices used in the invention for detecting the Loss of coolant in the closed reactor pressure vessel enclosing Serve space, can measure absolute values but also pressure differences, for example between this space and the space outside the biological shield, the Pressure difference compared to the containment or the atmosphere can be selected can. The measured value for the activation of the rapid power dissipation necessary means not only the level of the pressure absolute or a pressure difference but also, for example, the rate of pressure change in a certain Area of the reactor plant, with the decisive pressure change rate in turn can be evaluated absolutely or against other rooms.

Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird anhand der beiliegenden Figur ein Ausführungsbeispiel beschrieben. Die Figur zeigt dabei den Reaktordruckbehälter eines Druckwasserreaktors mit dem biologischen Schild in einem Vertikalschnitt. Die zugehörigen Leitungen des Hauptkühlmittelkreisesund die erfindungsgemäßen Druckmeßeinrichtungen sind weitgehend schematisch angedeutet, um die Ubersichtlichkeit der Darstellung zu wahren.For a more detailed explanation of the invention is based on the enclosed Figure describes an embodiment. The figure shows the reactor pressure vessel of a pressurized water reactor with the biological shield in a vertical section. The associated lines of the main coolant circuit and the pressure measuring devices according to the invention are largely indicated schematically in order to improve the clarity of the representation to protect.

Der Reaktordruckbehälter 1, der aus Stahl besteht und den nicht dargestellten Kern des Leistungsreaktors mit zum Beispiel 4000 MW thermischer Leistung enthält, ist mit einer Aufhängung 2 in dem aus Beton bestehenden biologischen Schild 3 befestigt, der die aus dem Reaktordruckbehälter austretende Strahlung von Neutronen usw. abschirmen soll. Der biologische Schild 3 ist beim Ausführungsbeispiel zweiteilig ausgeführt, denn er umfaßt einen inneren topfförmigen Teil 5, der durch einen Spalt 6 gegenüber einem äußeren tragenden Teil 7 getrennt ist. Der Spalt 6 dient zur Belüftung, wie in der eingangs genannten Offenlegungsschrift 22 20 486 beschrieben ist.The reactor pressure vessel 1, which is made of steel and not shown Contains the core of the power reactor with, for example, 4000 MW thermal power, is fastened with a suspension 2 in the biological shield 3 made of concrete, which shield the radiation emitted from the reactor pressure vessel from neutrons etc. target. The biological shield 3 is designed in two parts in the embodiment, because it comprises an inner cup-shaped part 5, which is opposite through a gap 6 an outer supporting part 7 is separated. The gap 6 is used for ventilation, such as is described in laid-open specification 22 20 486 mentioned at the beginning.

Der topfförmige Teil 5 begrenzt weitgehend die sogenannte Reaktorgrube wo, in die der Druckbehälter 1 eingesetzt ist.The cup-shaped part 5 largely delimits the so-called reactor pit where, in which the pressure vessel 1 is inserted.

Die Innenseite des Teiles 5und der darüber liegende Raum des biologischen Schildes ist mit einer Isolierschicht 11 versehen, die sich bei 12 auch oberhalb des Reaktordruckbehälters erstreckt. Dadurch entsteht ein geschlossener Raum 13, der den Reaktordruckbehälter 1 völlig einschließt. Dieser Raum nimmt auch die Rohrstutzen 14 und 15 auf, an denen das an den Reaktordruckbehälter angeschlossene Leitungssystem des Hauptkühlkreises 17 angeschlossen ist.The inside of part 5 and the space above it of the biological Shield is provided with an insulating layer 11, which is also above at 12 of the reactor pressure vessel extends. This creates a closed space 13, which completely encloses the reactor pressure vessel 1. This space also takes the pipe socket 14 and 15, on which the line system connected to the reactor pressure vessel of the main cooling circuit 17 is connected.

Der Hauptkühlkreis 17 ist beim Ausführungsbeispiel insofern vereinfacht dargestellt, als nur eine von insgesamt vier gleichen Kühlmittelschleifen gezeichnet ist. Die gleichen KUhlmittelschleifen umfassen den sogenannten heißen Strang 18, der zu einem Dampferzeuger 19 führt, und den kalten Strang 20, der vom Dampferzeuger 19 über eine Hauptkühlmittelpumpe 21 zum Reaktordruckbehälter 1 zurückführt. Das in diesem Hauptkühlkreis 17 umgewälzte Druckwasser mit einer mittleren Temperatur von 310ob und einem Druck von 160 bar erhitzt im Dampferzeuger 19 Speisewasser, das durch eine Leitung 25 zugeführt und dampfförmig mit der Leitung 26 abgeführt wird. Die Leitung 26 führt zu einer nicht dargestellten Turbine, während die Leitung 25 das in einem ebenfalls nicht dargestellten Kondensator niedergeschlagene Speisewasser zurückführt.The main cooling circuit 17 is simplified in the embodiment shown as drawn as just one of a total of four identical coolant loops is. The same coolant loops include the so-called hot strand 18, which leads to a steam generator 19, and the cold branch 20, which is from the steam generator 19 is returned to the reactor pressure vessel 1 via a main coolant pump 21. That in this main cooling circuit 17 circulated pressurized water with a medium temperature from 310ob and a pressure of 160 bar heated in the steam generator 19 feed water, which is supplied through a line 25 and discharged in vapor form with the line 26 will. The line 26 leads to a turbine, not shown, while the line 25 the feed water precipitated in a condenser, also not shown returns.

Für den Fall eines Lecks im Hauptkühlkreis17 muß dafür gesorgt werden, daß der Reaktorkern im Reaktordruckbehälter unbedingt genügend gekühlt wird, damit das Schmelzen des Kerns vermieden wird. Zu diesem Zweck ist Notkühlmittel in einem Druckspeicher 28 vorgesehen, das unter dem Druck eines Gaspolsters 29 von zum Beispiel 30 bar steht. Das Notkühlmittel kann durch einen Leitungszweig 30 in den heißen Strang 18 und durch einen Leitungszweig 31 in den kalten Leitungsstrang 20 und damit auch in den Reaktordruckbehcil-ter 1 eingespeist werden, wenn dort der Druck im Fall eines Lecks unter den Druck des Druckspeicher-Gaspolsters absinkt.In the event of a leak in the main cooling circuit17, it must be ensured that that the reactor core is necessarily sufficiently cooled in the reactor pressure vessel so that melting of the core is avoided. For this purpose, emergency coolant is in one Pressure accumulator 28 is provided, which is under the pressure of a gas cushion 29 of for example 30 bar. The emergency coolant can through a branch line 30 in the hot Line 18 and through a line branch 31 into the cold line line 20 and thus can also be fed into the reactor pressure vessel 1 if the pressure there is in the In the event of a leak, it drops below the pressure of the accumulator gas cushion.

Für den Fall eines Lecks am Reaktordruckbehälter muß durch eine schnelle Leistungsabfuhr dafür gesorgt werden, daß der Druck im Hauptkühlkreis 17 verringert wird, damit das Notkühlmittel aus dem Druckspeicher 28 in den Hauptkühlkreis 17 gelangen kann. Zu diesem Zweck ist an dem Dampferzeuger 19 ein Speisewasserbehälter 35 über eine Pumpe 36 angeschlossen. Außerdem ist die Dampfseite (Leitung 26) des Dampferzeugers 19 über ein Ventil 37 an eine Abblaseleitung 38 angeschlossen, die zum Beispiel ins Freie führt. Das Ventil 37 ist, wie die Wirkungslinie 40 andeutet, mit einer Schutzeinrichtung 41 verbunden.In the event of a leak in the reactor pressure vessel, a quick Power dissipation ensures that the pressure in the main cooling circuit 17 is reduced so that the emergency coolant from the pressure accumulator 28 into the main cooling circuit 17 can get. For this purpose there is a feed water tank on the steam generator 19 35 connected via a pump 36. In addition, the steam side (line 26) of the Steam generator 19 connected via a valve 37 to a blow-off line 38, the for example leads outdoors. The valve 37 is, as the line of action 40 indicates, connected to a protective device 41.

Ebenso kann auch die Pumpe 36 von der Schutzeinrichtung 41 in Gang gesetzt werden, wie mit der Wirkungslinie 42 angedeutet ist.Likewise, the pump 36 from the protective device 41 can also be started are set, as indicated by the line of action 42.

Die Schutzeinrichtung 41 ist mit einer Drucksonde 45, die als Anregeglied dient, über eine Leitung 46 verbunden. Die Drucksonde 45 ist dem geschlossenen Raum 13 in der Reaktorgrube 10 zugeordnet. Eine weitere Drucksonde 48 zur Anregung der Schutzeinrichtung 41 ist dem oberhalb des biologischen Schildes 3 liegenden Raum 49 im Inneren des nicht weiter dargestellten, den Reaktordruckbehälter 1 und den gesamten Hauptkühlkreis 17 aufnehmenden Sicherheitsbehälter oder der den Sicherheitsbehälter umgebenden Atmosphäre zugeordnet.The protective device 41 is equipped with a pressure probe 45, which acts as an excitation element is connected via a line 46. The pressure probe 45 is the closed space 13 assigned in the reactor pit 10. Another pressure probe 48 to excite the Protective device 41 is the space above biological shield 3 49 inside the not shown, the reactor pressure vessel 1 and the entire main cooling circuit 17 receiving the security container or the security container assigned to the surrounding atmosphere.

Im Fall eines Lecks im Hauptkühlkreis 17 wird mit Hilfe der Schutzeinrichtung 41 unterschieden, ob das Leck im Reaktordruckbehälter 1 oder an den anderen Teilen des Hauptkühlkreises 17 vorliegt. Zu diesem Zweck wird von den Drucksonden 45 und 48 der Druckanstieg verfolgt, der durch das aus dem Hauptkühlkreis 17 austretende und sofort verdampfende Primärkühlmittel hervorgerufen wird. Weil der Raum 13 in der Reaktorgrube 10 wesentlich kleiner ist als das Volumen des Anlagenraumes 49, läßt sich mit großer Sicherheit bei geringem meßtechnischem Aufwand aussagen, ob das Leck am Reaktordruckbehälter 1 vorliegt oder in dem außerhalb des bidbgischen Schildes 3 gelegenen Teil des Hauptkühlkreises 17. Ein Leck am Reaktordruckbehälter 1 führt nämlich zu einem schnelleren Druckanstieg in dem geschlossenen Raum 13 als im Raum 49. Nur für diesen Fall wird dann von der Schutzeinrichtung 41 die schnellste mögliche Leistungsabfuhr eingeleitet. Zu diesem Zweck wird dann über die Pumpe 36 zusätzliches Speisewasser in den Dampferzeuger 19 eingeleitet und gleichzeitig zum Beispiel durch Öffnen des Ventils 37 eine Abfuhr von Dampf auch dann ermöglicht, wenn die sekundärseitige Wärmesenke (Turbine oder Kondensator-Bypaß) nicht zur Verfügung steht. Allerdings treten damit, wie eingangs geschildert, thermische Belastungen auf, die nur dann in Kauf genommen werden sollen, wenn ein Leck am Reaktordruckbehälter 1 keine andere Möglichkeit läßt, eine schnelle Flutung des Reaktorkerns zu bewirken.In the event of a leak in the main cooling circuit 17, the protective device 41 differentiated whether the leak was in the reactor pressure vessel 1 or in the other parts of the main cooling circuit 17 is present. For this purpose, the pressure probes 45 and 48 the increase in pressure followed by the emerging from the main cooling circuit 17 and immediately evaporating primary coolant is produced. Because the space is 13 in the reactor pit 10 is much smaller than the volume of the plant room 49, it is possible to state with great certainty whether or not the leak is present at the reactor pressure vessel 1 or in the outside of the bidbgischen Shield 3 located part of the main cooling circuit 17. A leak on the reactor pressure vessel 1 leads namely to a faster pressure increase in the closed space 13 than in room 49. Only in this case is the protective device 41 the fastest possible power dissipation initiated. For this purpose is then over the pump 36 introduced additional feed water into the steam generator 19 and at the same time For example, by opening the valve 37, steam can also be discharged when if the secondary-side heat sink (turbine or condenser bypass) is not available stands. However, as described above, thermal loads occur that should only be accepted if there is a leak in the reactor pressure vessel 1 leaves no other possibility to cause a rapid flooding of the reactor core.

Für den Fall, daß ein Leck im Hauptkühlkreis 17 außerhalb des biologischen Schildes 3 auftritt, genügt eine weniger intensive Leistungsabfuhr. Für diesen Fall kann zum Beispiel der Öffnungsquerschnitt des Abblaseventils 37 verringert werden.In the event that a leak in the main cooling circuit 17 outside the biological Shield 3 occurs, a less intensive power dissipation is sufficient. In this case For example, the opening cross-section of the relief valve 37 can be reduced.

In jedem Fall soll gewährleistet sein, daß die durch die Leistungsabfuhr auftretenden thermischen Beanspruchungen geringer sind als bei einem Leck am Reaktordruckbehälter 1 im Hinblick auf eine frühzeitige Flutung des Reaktorkerns und eine schlelle Nachspeisung von Kühlmittel aus dem Druckspeicher 28 in Kauf genommen werden muß.In any case, it should be ensured that the power dissipation occurring thermal stresses are lower than in the case of a leak in the reactor pressure vessel 1 with regard to an early flooding of the reactor core and a quick make-up of coolant from the pressure accumulator 28 must be accepted.

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Claims

Pat entansriiche 1, I core reactor system with a liquid-cooled Reactor, in particular a pressurized water reactor, with a main cooling circuit, the one Includes reactor pressure vessel and lines extending from the reactor pressure vessel and a biological shield made of concrete enforce the reactor pressure vessel surrounds and forms a closed space with it, and with means for rapid Power dissipation in the event of a leak in the main cooling circuit, characterized in that the closed space (13) pressure measuring devices (45) are assigned which the means (36,37) for quick power dissipation and outside in the event of a leak the closed space (13) cause a slower power dissipation.

2. Nuclear reactor plant according to claim 1, characterized in that the pressure measuring devices (45,48) for comparing the pressure increase in the closed Serving space (13) and outside.

3. Nuclear reactor plant according to claim 1 or 2, characterized in that that the pressure measuring devices (45,48) the pressure difference between the closed Measure room (13) and its surroundings.

4. Nuclear reactor plant according to claim 1, 2 or 3, characterized in that that the pressure measuring device (45,48) determines the rate of pressure increase and with correspondingly small gradients due to small leakage cross-sections, the fast one Reduction of pressure in the main cooling circuit (17) prevents and slower power delivery causes.