【発明の詳細な説明】
発明の名称
加圧水型原子炉の１次回路用補助容積制御および化学的回路
技術分野
本発明は、加圧水型原子炉の１次回路に接続しかつ膨張容器として役立つ補助容
積制御および化学的回路に関するものである。
従来技術
かかる原子炉の１次回路は炉心、ならびにその各々が蒸気発生器および循環ポン
プを含んでいる幾つかのループが配置される容器を有している。１次回路水はほ
ぼ３２８°Ｃに近い温度に加熱される炉心を横切る。次いで１次回路水は２９３
”Ｃにほぼ近い温度に冷却される蒸気発生器をかつ次いで原子炉容器に戻る前に
循環ポンプを横切り、この１次回路と通常補助回路の複雑な装置が関連づけられ
る。この装置はとくに加圧器回路、容積制御および化学的回路ＲＣＶおよび安全
注入回路ＲＩＳからなる。
加圧器の作用は炉心を出るとき１次回路に例えばほぼ１５５バール（１５，５Ｍ
Ｐａ）の圧力を付与することにある。このため１次水は蒸気容積の形成を保証す
るためにそこで電気的に加熱される。加圧器はまた圧力を制限するための放出弁
を備えている。放出された蒸気は冷却回路および圧力を制限するための安全ディ
スクを備えた加圧器ＲＤＰの放出タンクまたは球状容器に至る。ディスクが制動
するならば、１次回路から到来しかつ多分核分裂気体を含有する蒸気は閉じ込め
エンクロージャ中に拡散する。通常の条件下で、凝縮物は回収可能な流出物ＴＥ
Ｐの処理用装置に供給される。
「補助原子炉装置」用の大きな建物内に装置ＴＥＰとともに通常配置されかつ原
子炉エンクロージャから独立する回路ＲＣＶは１次回路中に循環する水の流れの
小さな部分を処理する。前記回路はとくに１次水から炉心において放射性にされ
た腐食性生成物、ならびに燃料から拡散した溶解固体核分裂生成物の除去を可能
にするフィルタおよび樹脂を有する。それはまたタンクの被覆（２バールの水素
下の）を通して溶解ガス状生成物（キセノン、クリプトン）および炉心内の水の
放射線分解の間中腐食性硝酸を形成し易い窒素残留物の除去を可能にする。
回路ＲＣＶはまたトリチウム化された水および水素の小さな浄化流によって１次
水のトリチウム含量を制限する作用を存する。それはまたリチウムに富んだリチ
アを添加することにより適切なｐＨ値のかつアンモニアまたはヒドラジンを添加
することにより水素イオン過剰の維持を可能にする。
回路ＲＣＶはまたホウ酸（ｐＨに非常に限定された作用を存する）を添加するこ
とによりまたは再使用可能な流出物ＴＥＰの処理用装置の蒸発器からのホウ素除
去によりおこなわれる１次水のホウ素含量を調整する。
最後に、回路ＲＣＶは１次回路の容積補正を保証し、前記回路中の水の比重は、
加熱時１１４）ンの水の放出をかつ冷却時その再取り入れを必要とする３８０ｍ
’の水を収容する１ ３００ ＭＷｅ炉において例えば４５°Ｃで９９０ ｋｇ
／＋＋コないし３１０° Ｃで６９０ｋｇ／Ｉｍ’になる。
通常、回路ＲＣＶによって処理された水は、とくに１次回路の循環ポンプの接合
部での水バリヤを介して、充填ポンプにより１次回路に再注入される。
回路ＲＩＳは、１次壁の破壊の場合において、窒素圧力下の貯蔵タンクから、ま
たは一般的にエンクロージャの外部にかつ注入ポンプを介して配置された低圧タ
ンクからホウ素含有水の注入を可能にする。これらのタンクが空にされるとき、
注入回路はエンクロージャ内にありかつ排水だめに回収される過剰水についての
吸い込みモードにおいて配置されかつ外部の未処理水回路を使用する交換器によ
ってそれ自体冷却される補助中間冷却回路を使用する交換器によって冷却される
。これら３つの結合された回路は本線、またはジーゼル発生器からそれらの電力
を受容する強力なポンプを必要とする。幾つかのポンプおよび幾つかのジーゼル
発生器が考え得る不利用性の問題を除去するために設けられねばならない。
かかる装置の複雑さを減少しかつ１次破壊の場合において特別なポンプに頼るこ
とを回避するために種々の提案がなされている。とくに、閉じ込めエンクロージ
ャ内に炉心のレベルの上方に配置されるホウ素含有水リザーブを、炉心が乾燥す
る危険があると直ぐにかつ１次回路特表平３−５０３８０５ （３）
とエンクロージャとの間の圧力バランス前に１次回路に放出し易い高圧タンク内
にまたはバランスが破壊の結果として引き起こされたときのみ炉心に放出される
ことができる低圧タンク内に配置することができる。以下の提案が参照される。
旧来の提案は事故の場合にエンクロージャ内に散水するために使用されるような
エンクロージャの頂部でのホウ素含有水リザーブに関する。
ディー・コステのフランス特許第７８−２１４９２号および第７８−２１４９３
号は１次破壊の場合に注入を容易にしかつ保護スラブに向かう溶融炉心の流出を
阻止するために、ホウ素含有水の大きなリザーブを収容する原子炉エンクロージ
ャを記載するが、前記リザーブが容器の上方に位置決めされるべきであることを
明記していない。
エム・ファジョーのフランス特許第７９−２４４９５号は最初に低圧でかつ冷却
器を備えそして圧力バランスが１次回路の顕著な冷却を許容するために発生する
まで加圧器を放出するのに使用されかつ次いで１次回路を弁を介して再び供給す
るタンクを記載している。
エム・ファジコーのフランス特許第７９−２８３１６号は最初に１次圧力でかつ
ホウ素含有水が一杯でありそして水の再供給が自由レベルが現れるとき初期化さ
れるように小さな直径の導管によって容器に、ならびに弁を備えた大きな直径の
導管により１次冷却ループに接続されるタンクを記載しており、そのさいタンク
は冷却器を備えることができる。
エム・ファジョーおよびニス・クロキサットのフランス特許第８１−０３６３２
号は、まずそれに統合された交換器によって容器の冷却をかつ次いで同一の次の
圧力バランスの再供給を可能にする比較的低い圧力タンクを記載している。
情報「ウェスティングハウスＡＰ６００受動安全装置−セーファに対するキー、
簡単化されたＰＮＲＪが１９８８年５月にシアトルでのＡＮＳ会議においてエル
・イー・コンウェイによって発表されかつフランス特許第７９−２８３１６号の
ものと同様な高圧タンクおよびフラージャ内の大きな自由レベル容器を結合する
が、重力により、フランス特許第７９−２４４９５号および第８１−０３６３２
号のものとほぼ同一および他の方法では同一な、安全エンクロージャ内の１次容
器およびセルを上げることができる。
１９８８年６月にニュークリヤ・エンジニャリング・インターナショナルの３２
ページに「ソ連における検討による最新のＰＷＲ概念」と題して発表された図表
は統合された水リザーブを有するエンクロージャを示す。
これらの提案により、１次回路に付加されたタンクがＲＩＳ回路の加圧窒素貯蔵
アキュムレータおよび注入ポンプを少なくとも部分的に置き換えるために、１次
事故の場合に有用であることが指摘される。１次回路に注入された窒素がその高
い点に配置されかつ次いで自然の循環を遮断するため、安全のために窒素を除去
することが重要である。さらに、回路ＲＩＳのポンプを受動装置に置き換えるこ
とにより、１次破壊の場合における安全装置の全体の安全性を改善することがで
きる。
このようなタンクはまた加圧器の放出と関連づけられる拘束を減少しかつ炉の冷
却に関係しそしてそれを停止することにより、通常の条件下で有用である。しか
しながら、それらは回路Ｒ，ＣＶの作用に関係しない。
発明の開示
本発明はとくに前述されたと同一の利点を導く補助容積制御および化学的回路に
関するが、その設計は、比較的低い圧力において、１次回路水の容積補正および
化学的補正の保証を可能にする一方、原子炉エンクロージャに隣接する核分裂補
助安全装置用建物内に通常据え付けられる装置に付与される拘束を減少しかつし
たがってそれに対して実質的な経済性を許容する。
それゆえ、本発明は、とくに、１次回路の水をサンプリングするための手段、前
記水を純化しかつそのホウ酸を調整するための手段および前記１次回路への水の
再注入のための調整可能な手段を有する、１次水を含んでいる加圧水型原子炉の
１次回路に接続されることができる補助容積制御および化学的回路において、少
なくとも１つの水−上記タンクが前記サンプリング手段の下流の前記補助回路に
配置され、前記サンプリング手段が前記タンク内のその飽和蒸気圧で水の膨張を
保証する前記タンクへの１次水吸い込み流を調整するための手段を組み込んでお
り、吸い込みおよび出口流れを調整するための手段は前記タンク内にある水の容
積かっしたがって前記１次回路に収容された水の容積の制御を可能にすることを
特徴とする補助容積制御および化学的回路に関するものである。
この配置の結果として、水は付与された量においてタンク内に存在しかつ飽和さ
れた蒸気被覆を水の上方に、１次回路の水の最小温度、例えば２９０．５°Ｃよ
り僅かに低くすることができる温度で形成する。ホウ素含有水がその飽和蒸気に
存在するので、圧力は比較的高＜（２９０，５°Ｃで７．５ＭＰａ）することが
でき、一方１次回路の圧力（加圧器で１５．５ＭＰａ）以下に良好に維持する。
タンクは前述されたタンクに匹敵する高圧安全リザーブを構成する。後で示され
るように、１次回路の水の膨張に関連づけられた容積補正、ならびにその化学的
処理を保証する。
タンク内の１次水の吸い込み流をサンプリングしかつ調整するための手段は噴射
ポンプまたは放出器と関連づけられる実質上膨張手段であり、噴射ポンプは純化
のためにサンプリングされた一定の流れをタンクに再導入することを可能にする
。再注入手段は通常の性質の流れ調整可能な充填ポンプによって構成される。
符表平３−５０３８０５ （４）
留意されるべきことは、１次回路の比較的高い圧力部分に関連する本発明による
補助回路は、前述されたエル・イー・コンウェイの情報にしたがって、エンクロ
ージャ内にかつ容器のレベルの上方に位置決めされる大きな水リザーブの使用に
好ましくは関連づけられる。
タンク内に存在する水量をかつ外部との熱交換なしに付与することにより、１次
回路内の水量を調整し、すなわち、適切な加圧器自由レベルを維持することがで
きることは本発明による補助回路の定義から明らかである。
かくして、１３００ＭＷ炉の場合において、タンクは外部への放出なしに温度上
昇の間中１１０）ンの水を受容することができかつ逆に、これらを、現存する回
路の場合であるように、あらたなな水の供給を必要とすることなしに冷却の間中
回復することができる。炉が冷たいので、タンクはまた容器カバーを開くときに
必要な部分排水のために使用される。
好都合には、本発明による補助回路の水−蒸気タンクは、破壊の場合に１次回路
にホウ素含有水の強力な注入を保証するために、弁を備えた比較的大きな直径の
パイプによってＩ次回路に接続される。必要な中性子負活性を保証するためにホ
ウ酸濃縮物を含有する補助タンクを前記パイプに挿入することができる。
本発明による補助回路はまた水−蒸気タンクの全体の圧力レベルを維持しながら
かつ外部タンク水素被覆を使用することなしに１次水に溶解されたガスの調整を
可能にする。このために、タンク内の液体の上方のかつ液体に溶解された蒸気に
比して非常にガスに富んでいる蒸気はそれが冷たくなりかつ徐々に凝縮する蒸留
カラムによって構成される水素分離器内で上昇する。減少する蒸気流はカラムの
頂部で実際上放出ガスとなるまでガスで強化され、一方形酸されかつ頂部に向か
って増大してガスで強化される液体は再び降下するとき消費されかつ部分的に脱
気された形状でタンクに通る。
かくして再び循環される大きな水素過剰を有する水に関連してガス混合物の分離
を保証することができる。このために、脱ガス器の上方室が単に水素の通貨を許
容す導入のために使用される噴射ポンプの１つによって吸い上げられる。除去さ
れかつ透過計の高圧室において凝縮するガスは次いで、放出煙突を通して大気に
放出する前に、それらの放射性崩壊を保証する。
本発明による補助回路は溶解された放射性固体に対する１次水の純化を少なくと
も部分的に保証できる一方水−蒸気タンクの全体の圧力レベルを維持する。この
ために、タンクからの水の１部が回収または回復交換器において約５０°Ｃに冷
却され、樹脂脱鉱物器に導入され、ホウ素で飽和されかつ次いで加熱後タンクへ
の１次水の導入に使用される噴射ポンプの１つを介してタンクに、または充填ポ
ンプを介して】次回路に戻されることができ、完全な装置が原子炉エンクロージ
ャ内に配置される。
本発明による補助回路はまた主電源によって付与される日常の電力変化に関連し
て１次回路内のホウ素含量を少なくとも部分的に調整するのに使用されることが
でき、一方水一蒸気タンクの全体圧力レベルを維持する。水−蒸気タンクはサン
プリングが下方部液体または上方部蒸気において放出流から行なわれる蒸留手段
として役立つ。
このようにしてサンプリングされた蒸気はタンクを供給する噴射ポンプの１つに
より僅かに圧縮され、その結果下方部に浸漬された交換器において凝縮される。
得られたかつ非常に高いガス含量を有する液体は上方部において前記ガスを非常
に放出しかつ次いでタンクを出る蒸気に細流または小滴として流れる。このよう
に蒸留された水がタンクから放出されるならば、それに含まれる液体水は１次回
路からの供給からのホウ素で強化され、一方１次回路は相関的にホウ素が奪われ
る。しかしながら、タンクの底部でサンプリングする液体はタンク内の液体水お
よび１次回路に含まれる水の含量に関連して等量の状態に徐々に復帰させる。
燃料サイクルの終わりにおいて、非常に低い最小含有値を宵するホウ素含量を毎
日変化する必要があるとき、これは過剰蒸留作用となりかつ１次水内に溶解され
た保護物質の含有を妨害するかも知れない。かくして、前記蒸留装置に、ホウ素
で飽和されずかつほぼ５０°Ｃで上述した脱鉱物器と同一方法において作動する
樹脂脱鉱物器が付加される。このため脱鉱物器は互いに結合されるコールド交換
器および熱交換器によって取り囲まれる。
ホウ素含量の増加はその場合にホウ酸の添加Ｊこよって行なわれる。また脱鉱物
器に付与された温度の関数であるホウ素含量となる樹脂を使用することができる
。
本発明による補助回路はまた加圧器ＲＤＰの放出容器として水−蒸気タンクの使
用を可能にする利点を有する。
このために、加圧器の蒸気放出パイプは水−蒸気タンクの下方領域に配置された
バブラに出てくる。この配置は、前に要求されたように、その処理および外部純
化を必要とすることなしに解放された蒸気の回収を可能にする。
加圧器の蒸気内のガス濃度を制限するのに必要な放出作業はしたがって容易にさ
れる。さらに、タンクは、１次回路内の圧力が同一であるまでかつ従来技術にお
ける場合に可能であるように、ディスクの破壊の結果としてエンクロージャにも
どることなしに加圧器の完全な放出を許容するような方法において寸法づけられ
ることができる。
本発明による補助回路の水−蒸気タンクを１次回路に接続しかつ補助回路におい
てサンプリングされた水用のコールド交換器を好ましくは組み込んでいる種々の
パイプは原子炉が停止されるとき冷却のためにあきららかに少なくとも部分的に
使用されることができる。
最後に、外部への放出は、トリチウム化された水の形におけるトリチウムの蓄積
を制限するように、堆積され特表平３−５０３８０５ （５）
た物質を除去しかつ新たな水の再注入のための交換において１次水の数立方メー
トルの毎日の漏出を許容するために、タンクの底部に設けられることができる。
放出された水、ならびに漏洩回収回路に得られた水の処理を可能にする原子炉エ
ンクロージャの外部の装置は対応する再注入を保証し、１次回路への注入パイプ
に挿入される補助タンク内に必要なホウ素濃度を確立しかつ炉停止の間中脱鉱物
器を再生しそして現存する装置より非常に簡単にかつ小さくなる。
図面の簡単な説明
以下に、本発明の好適な実施例を添付図面に基づき詳細に説明する。
図面は本発明による補助容積制御装置および化学的回路を備えた加圧水型原子炉
の１次回路を示す概略図である。
発明を実施するための好適な態様
読み取りを容易にするために、図面に例示された回路と関連づけられる測定およ
び制御回路は示してない。これらの装置は通常の設計を有しかつ本発明の１部を
形成しない。
図面において、参照符号１０は炉心１２を収容する加圧水型原子炉の容器を示す
。該容器には幾つかの１次ループが接続され、その１つのループのみが図面に示
されかつ前記容器ＩＯにより原子炉の１次回路を構成する。
１次回路のループの各々は容器１０を蒸気発生器１６に接続するパイプ１４、蒸
気発生器１６を１次ポンプ２０に接続するパイプ１８およびそれにより１次回路
からの水がポンプ２０によって容器１０に供給されるパイプ２２からなる。容器
には、１次回路が炉心１２によって例えば３２８°Ｃに近い温度に加熱される。
この１次水は蒸気発生器１６において冷却され、１次水は２９３０Ｃに近い温度
で流出する。
公知の方法において、原子炉の１次回路はまた回路ループの工つのパイプ１４に
接続された加圧器２４を有している。加圧器２４内に配置された電気加熱装置２
６は加圧器内での蒸気容積の形成を可能にする。回路内に収容される１次水はか
くして圧力下に置かれる。前記蒸気容積内に配置されたスプリンクラ装置２８は
、必要なときに圧力の低減を可能とするために、弁３２によって制御されるパイ
プ３０によりパイプ２２にに接続される。
かくして加圧器２４の回路は１次回路内に普及する圧力の確立およびチェックを
可能にし、前記圧力は一般には３４５′″Ｃの加圧器温度に対応するほぼ１５．
５ＭＰａである。
１次回路番形成する原子炉容器１０およびループは閉じ込めエンクロージャ内に
配置され、その壁の１つが符号３４で図面に略示されている。
本発明によれば、独創的な設計からなりかつ本質的に原子炉閉じ込めエンクロー
ジャ内に配置される補助容積制御および化学的回路は原子炉の１次回路に関連づ
けられる。この補助回路は１またはそれ以上の水−蒸気タンク３６からなる。タ
ンク３６はとくに１次回路の各ループに関連づけられることができる。ｌまたは
複数のタンク３６はサンプリングパイプ３８にわり１次回路からサンプリングさ
れた水で供給され、サンプリングパイプ３８は、前記ループの蒸気発生器１６と
循環ポンプ２０との間で、１次回路のループの１つのパイプ１８に接続される。
サンプリングパイプ３８は図面においてポンプ４０ａ、４０ｂおよび４０ｃのご
とき、噴射ポンプに組み込まれる複数の排出装置により各タンク３６に接続され
る。
これらの噴射ポンプの各の供給は弁４２ａ、４２ｂ、４２ｅによってそれぞれ制
御される。噴射ポンプの数は４２ａ。
４２ｂ、４２ｃのごとき変化する数の弁を開放することによりタンク３６の吸い
込み流れの制御を可能にする方法において選ばれ、各噴射ポンプは好ましくは全
噴射流量で作動する。
噴射ポンプに組み込まれる排出装置は１次回路からタンク３６内で液体水の上方
を被覆する飽和蒸気の形成に至るその飽和蒸気圧に取られる水を膨張させる作用
を有する。かくして、パイプ１８においてサンプリングされる水の温度が１５．
１ＭＰａの圧力に関してほぼ２９３°Ｃであるならば、タンク内の温度は７．５
ＭＰａの飽和蒸気圧に関してほぼ２９０．５°Ｃにすることができる。留意され
るべきことは、これらの数字は、後でしめされるように、好ましいと思われるパ
イプ３８によってサンプリングされた１次水が冷却されない場合に対応する。
本発明による補助回路はまた水を１次回路に再注入しかつそれに１またはそれ以
上の充填ポンプ４６が配置されるパイプ４４からなる。以下により詳細に示され
るように、前記パイプは各タンク３６内に異なるレベルで幾つかの分岐により供
給されることができかつ１次回路のループの１つに、例えば、通常の方法におい
て循環ポンプ２０の接続点での水バリヤを介して接続される。
前日された形状において、噴射ポンプ４０ａ、４０ｂおよび４０ｃと関連づけら
れる弁４２ａ、４２ｂおよび４２ｃ１ならびに充填ポンプ４６は、所望されるよ
うに、各タンク３６内に存する水容積かつしたがって原子炉の１次回路に収容さ
れる水容積の制御を可能にする流量制御手段を構成する。
サンプリングパイプ３８は主回路の１次水の小さな部分のみが補助回路に向かっ
て偏向されるように比較的小さな直径を有する一方、比較的大きな直径の安全ま
たは保障パイプ４８が各タンク３６の底部を、１次ポンプ２０の下流で、主回路
のパイプ２２に接続する。弁５０はタンク３６の底部において前記パイプ４８内
に配置される。この常閉弁は１次回路の圧力がタンク内に普及している圧力以下
に降下するとき自動的に開く。１次回路の破壊の場合に、したがって強力な水注
入がある。
各水−蒸気タンク３６の底部には好都合にはホウ素含有水濃縮物を収容する補助
タンク５２が設けられる。安全パイプ４８は弁５０が設けられる補助タンク５２
の底部に出る。第２の弁５４は、タンク３６と５２との間に、これらのタンク間
の通常の作動において水の混合物を供給するように配置される。２つの弁はタン
ク３６内に普及している圧力以下の圧力がパイプ４８内に生じるとき同時に開く
。
現存の加圧水型原子炉を備えている補助回路において、放射性ガスおよび窒素の
放出は通常２バールの水素被覆により冷却が保証され、それは水中にほぼ３０ｃ
ｍ’／ｋｇ（通常の温度および圧力に関して）の水素含量を維持する。
本発明による補助回路において、タンク３６内に普及している温度および圧力を
考慮すると、この脱ガス溶液は考えられることができない。
図面に示された補助回路において、その含量がタンク３６内の液体水におけるよ
りも蒸気においてより高い油溶性ガスが、水−蒸気タンクの頂部に配置される蒸
留カラム５６のごとき脱ガス器によって純化される。好ましくはトレイまたは粒
状固体を有する型からなるこの蒸留カラム５６は外部冷却装置５８によりその上
方室５６ａにおいて例えば２０°Ｃに冷却される。
前記上方室においてその合計圧力がタンク３６内の圧力に等しい、顕著な優位性
で水素からなりかつ窒素および、キセノンおよびクリプトンのごとき放射性ガス
の痕跡を含有するガス混合がある。この混合物は蒸留カラム５６の上方室に出て
いる管６０によって取られかつ次いでガスを例えばほぼ２９０°Ｃに再加熱する
ために再び降下する。
ガス混合物は次いで管６０によりタンク３６から水素分離器６２に通され、該水
素分離器６２は非常に高い選択性を備えた、パラジウム−銀の選択性薄膜を有し
かつほぼ２５０〜３００°Ｃで作動する透過計によって例えば構成される。分離
器６２は低圧室６２ａを有し、該低圧室６２ａはそれによりパイプ３８により１
次回路においてサンプリングされた水がタンク３６に噴射される噴射ポンプ４０
ａの１つに接続される。
残留ガスは前記ガスがその中で膨張される貯蔵タンク６４と接続される分離器６
２の高圧室６２ｂ内に凝縮する。適切な放射性崩壊に続いて、ガスは弁６８によ
って制御されかつ外部浄化煙突７０に接続されるパイプ６６によって大気に放出
される。同時に、蒸留カラム５６に形成された液体水は該カラムに再び降下しか
つ部分的に脱ガスされた状態においてタンク３６に落ち込むガスにより奪われる
。
とくに腐食性生成物に関連してタンク３６内に含有される液体相を純化するため
に、ホウ素に作用しないように１またはそれ以上のホウ素子備飽和樹脂脱鉱物器
が使用される。
各説鉱物器７２は放出パイプ７４によりタンク３６に収容される水の液体相と接
続され、放出パイプ７４内にはその作用が樹脂の通常の作用に対応する、例えば
５０°Ｃに近い値に水の温度を低下することにあるコールド交換器７６が配置さ
れる。脱鉱物器の容器の圧力抵抗は通常の装置のＩＭＰａに代えて例えば１０Ｍ
Ｐａに増加されねばならない。例えば１３００ＭＷ炉に関して、炉心の２つの連
続する再充填作業間の作戦行動の復活なしに３１１３の脱鉱物器を使用できるこ
とが知られている。
脱鉱物器７２を出るとき、純化された液体相はコールド交換器７６に結合された
熱交換器７８において加熱される。該熱交換器７８の下流には、放出パイプ７４
はフォーク状部分を有し、その一方の分岐はそれによりサンプリングポンプ３８
がタンク３６を供給する噴射ポンプの１つ４０ｂを供給する。第２の分岐はそれ
により水が充填ポンプ４６の上流の１次回路に再び注入されるパイプ４４に直接
接続される。２つの分岐内に配置された１組の弁８０．８２は容器３６へのまた
は直接１次回路への純化された水の再注入の制御を可能にする。
日常の変化に関係なく、１次回路水のホウ素含量の平均的な減少を許容するため
に、少なくとも１つのさらに他の脱鉱物器８４が本発明による補助回路に設けら
れる。
この脱鉱物器８４は放出パイプ８６によりタンク３６に収容される水の液体相と
接続され、放出パイプ８６内には脱鉱物器８４からの水の温度をほぼ５０°Ｃに
低減することを可能にするコールド交換器８８が配置される。
これはこのためにその最大圧力が簡単に増加される通常の脱鉱物器の使用を可能
にする。
脱鉱物器８４からの出口において、ホウ素を奪われた水はコールド交換器８８に
結合される熱交換器９０を横切る。熱交換器８９の下流には、パイプ８６が充填
ポンプ４６の下流の１次回路に水を再注入するためのパイプ４４に接続される前
に弁９０を横切る。１次水のホウ素含量の変化およびとくに日常の動力変化に関
して、液体およびその蒸気を含有するタンク３６と関連づけられる蒸留装置によ
って得られることができる。このために、出口流がホウ素を含有している液体相
についてまたはホウ素を含有しない蒸気または蒸気相についてサンプリングされ
、これはタンク内のホウ素含量変化および１次回路内の逆の変化に至る。
ホウ素を含有する放出流は例えば脱鉱物器７２および弁８２を通過した流れであ
る。非常に僅かなホウ素を含有する放出流を得るために、少なくとも１つの噴射
ポンプ４０ｃが蒸気相において水を含有するタンク３６の上方部分に配置される
。噴射ポンプ４０ｃは次いでタンク３６内に含有される水の液体相内に浸漬され
る凝縮器交換器９２内に前記蒸気を移動する。噴射ポンプ４０ｅによって吸い上
げられる蒸気相は僅かに圧縮され、その結果それは凝縮器交換器９２において凝
縮する。後者はその場合にタンク３６の上方蒸気相部分内に配置される脱ガス細
流器９４と連通する。前記細流器９４に流入する液体状態の水は高いガス含量を
有しかつ前記ガスのかなりの比率が、 一定量溶解物質が放出水から生じるな特
表平３−５０３８０５ （７）
らば、細流器内の蒸気に移動され、そのタンクがしたがって蒸留された水を受容
する。
細流器９４のタンク内にこの方法において集められた蒸留水はポンプ４６の上流
の１次回路に水を再注入するために弁９８によって制御されかつパイプ４４に接
続された放出パイプ９６によって水−蒸気タンク３６から放出される。タンク３
６に含有された液体水はかくして１次回路の供給からホウ素で強化され、一方１
次回路は相関的にホウ素消費を経験する。
毎日反復されねばならないこのような蒸留作用は平均ホウ素含量が作業行動の間
中顕著に減少すると直ぐに過剰になる。現存の原子炉に関して、脱鉱物器に付与
される温度の関数としてホウ素を制御する特別な樹脂膜鉱物器が使用されないな
らば、交互の方法においてホウ素膜鉱物器（周期的に再生されねばならない）お
よびホウ酸再噴射手段を段々に使用することができる。
図面に示した本発明の好適な実施例において、本発明による補助回路の水−蒸気
タンク３６はまた、それに加圧器の放出パイプが通常接続される、加圧器ＲＤＰ
の放出容器に代えて使用される。このために、通常の方法において加圧器２４の
上方蒸気相部分に接続されかつ弁１０２によって制御される放出パイプ１００が
その反対端で水−蒸気タンク３６の下方領域に、すなわち前記タンク内に収容さ
れた水の液体相に配置されるバブラ１０４によって終端される。
この独特な配置は、従来技術の場合に一般的であったような、その処理および外
部純化を必要とすることなく、加圧器によって放出される蒸気の回収を可能にす
る。加圧器の蒸気相内のガス濃縮を制限するのに必要な浄化作業はしたがって容
易になされる。さらに、本発明によるタンクは、必要ならば、加圧器の完全な放
出を許容するような方法において寸法づげられることができ、放出弁１０２は自
由に（必要ならば大きな１次圧力降下を保証するために）または偶発的に（スリ
ーマイル島事故）開いたままである。
例えば、その加圧器が通常３６＋ｍ”の液体水および３４５°Ｃ，１５，５ＭＰ
ａで水蒸気または蒸気の形において２４＋ａ’の水を収容する１３００ＭＷ炉が
検討される。
本発明によるタンク３６は例えば１５０ａ＋’の液体水およ゛び２９０．５°Ｃ
および７．５ＭＰａで２０＋の水蒸気を収容する。１次回路の水の平均温度は１
０ＭＰａの飽和蒸気圧力に対応する３１１°Ｃである。タンク３６への加圧器の
合計放出力月ＯＭ Ｐ ａ以下の圧力の獲得を可能にするように計算されること
ができる。かくして、加圧器加熱装置が作動しておらずかつ炉出力が放出される
ならば、１次回路が加圧器を放出することによりかつ特別な注意を必要とするこ
となく１０ＭＰａに急速に低減されることができる。明らかなように、加圧器放
出は１次回路の破壊の場合において１次回路にタンク３６の水の注入を進めるこ
とが望まれるとき持ち来されることができる。上述した場合は蒸気発生器の出口
１８から直接取られた１次水によるタンク３６の供給に対応する。しかしながら
、また前記タンク内に低い圧力レベルを選択することができ、サンプリングされ
た水は回復または回収交換器１０６（またパイプ４４によって再注入された水の
再加熱を保証する）によっておよび調整冷却器１０８によって冷却される。例え
ば、１次水はタンク内の５゜５ Ｍ Ｐ ａの圧力に対応する２９０．５ないし
２７０°Ｃに冷却されることができる。しかしながら、加圧器の放出は、上述し
た条件下で、１次回路に収容された熱リザーブを考慮して、１０ＭＰａの直ぐ下
の最大圧力に上昇する。より正確な計算がなされるならば、サンプリングされた
流れを冷却せずかつこの結果として本発明により回路を寸法づけしないような不
都合が現れる。
本発明による補助容積制御および化学的回路は最後にエンクロージャ３４の外部
に配置されかつ現存する従来の加圧水型原子炉における匹敵し得る従来の装置に
比して非常に簡単化される浄化および補給装置１１０からなる。これらの装置１
１０は弁１１４によって制御されるパイプ１】２によりその底部で水−蒸気タン
ク３６と接続される。それらはまた弁１１ｇによって制御されるパイプ１１６に
よりホウ素を含む水濃縮物を含有する補助タンク５２と接続される。最後に、そ
れらは図示してないパイプにより脱鉱物器７２および８４と連通する。
パイプ１１２および弁１１４はタンクの底部に配置された物質の除去および１次
回路内のトリチウムの蓄積を制限するために１次液体の数１１１３の毎日の放出
および新しい水の再注入の許容を可能にする浄化装置を構成する。
弁１８によって制御されるパイプ１１６により構成される回路は補助タンク５２
内に必要なホウ素濃縮物の確立を可能にする。原子炉エンクロージャの外部の装
置１１０は浄化された水、ならびに漏洩回収回路から得られた水の処理、対応す
る新しい水の再注入の保証、タンク５２内のホウ素濃縮物の制御および炉停止の
間中脱鉱物器７２．８４の再生を可能にする。補助回路の作用のかなりの比率を
エンクロージャ内で保証することができるという事実により従来の装置に比して
外部装置１１０の複雑さをかなり制限することができる。
上述した説明は本発明による補助回路の結果として、とくに水−蒸気タンク３６
を使用することによって、以下の作用を極めて容易に保証する。すなわち、りそ
の熱膨張に関連して１次回路に収容された水の容積補正および最小の外部タンク
による容器１０のカバーの開放の間中の水の収集、
２）破壊の場合における１次回路への安全注入（受動的作業のために、エル・イ
ー・コンウェイによる上述した発表に記載されたものに匹敵するエンクロージャ
内の水リザーブの使用と好ましくは組み合わせられかつ一方窒素貯蔵アキュムレ
ータを置き換える）、３）溶解ガスおよび水素の再導入に関連して１次水の符表
平３−５０３８０５ （８）
純化、
４）有害なまたは妨害の溶解固体に関連する１次水の純化、
５）１次水を保護するホウ酸および溶解物質の含量の調整、
６）圧力について作用またはガス浄化に関して、加圧器の放出、放出の考え得る
阻止はもはやいかなる事故も発生しない。
本発明による補助回路は現在非常に大きな建物を占有する通常の容積制御および
化学的回路およびその関連部分に比して装置の寸法の著しい減少に対応する。こ
れら利点がある外部に対する最小の接続により、安全なエンクロージャ内に完全
に封入される。回路は実質上その全体の寸法および作動圧力が例えば４つの発生
器を有する炉内の蒸気発生器の圧力本体の全体寸法および作動圧力以下である。
閉じ込めエンクロージャ内に収容される熱い１次水の量は増加され、その結果そ
の圧力−容積結果を増大することができる。しかしながら、上記装置の簡単化を
考慮して、通常の装置に比してまだ顕著な経済性がある。
国際調査絹牛
国際調査報告
ＦＲ９００００７６
Ｓ＾ ３４３９８ DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION Title of the Invention Auxiliary Volume Control and Chemical Circuit for the Primary Circuit of a Pressurized Water Nuclear Reactor Technical Field The present invention relates to an auxiliary volume control and chemical circuit for the primary circuit of a pressurized water nuclear reactor and which serves as an expansion vessel.
It concerns product control and chemical circuits. PRIOR ART The primary circuit of such a nuclear reactor consists of a reactor core, each of which includes a steam generator and a circulation pump.
It has a container in which several loops containing loops are placed. Primary circuit water flow
It traverses the reactor core, which is heated to a temperature close to 328°C. The primary circuit water then traverses the steam generator, where it is cooled to a temperature approaching 293"C, and then a circulation pump, with which a complex system of usually auxiliary circuits is associated, before returning to the reactor vessel.
Ru. This device consists in particular of a pressurizer circuit, a volume control and chemical circuit RCV and a safety injection circuit RIS. The function of the pressurizer is to provide the primary circuit with a pressure of, for example, approximately 155 bar (15.5 MPa) upon exiting the core. Therefore, primary water ensures the formation of vapor volume.
There, it is electrically heated in order to The pressurizer also includes a release valve to limit pressure. The released steam is removed from the cooling circuit and safety devices to limit the pressure.
to the discharge tank or spherical container of the pressurizer RDP with the If the disk brakes, the vapor coming from the primary circuit and possibly containing fission gas will diffuse into the confinement enclosure. Under normal conditions, the condensate is fed to a device for treatment of the recoverable effluent TEP. Normally located with the device TEP in a large building for “auxiliary reactor equipment” and
A circuit RCV independent of the child reactor enclosure handles a small portion of the water flow circulating in the primary circuit. Said circuit includes filters and resins that make it possible to remove, inter alia, corrosive products made radioactive in the reactor core from the primary water, as well as dissolved solid fission products diffused from the fuel. It also allows the removal of dissolved gaseous products (xenon, krypton) through the tank cladding (under 2 bar hydrogen) and nitrogen residues that are prone to forming corrosive nitric acid during the radiolysis of water in the core. do. The circuit RCV also serves to limit the tritium content of the primary water by means of a small purification stream of tritiated water and hydrogen. It is also rich in lithium
By adding ammonia or hydrazine, it is possible to maintain an appropriate pH value and an excess of hydrogen ions. Circuit RCV also involves adding boric acid (which has a very limited effect on pH).
Boron removal from the evaporator of equipment for treatment of reusable effluent TEP by
The boron content of the primary water is adjusted by removal. Finally, the circuit RCV guarantees a volumetric correction of the primary circuit, the specific gravity of the water in said circuit being 380 m', which requires a release of 114 m' of water during heating and its reintake during cooling. In a 1,300 MWe furnace, the amount is, for example, 990 kg/Im' at 45°C to 690 kg/Im' at 310°C. Usually, the water treated by the circuit RCV is reinjected into the primary circuit by means of a charging pump, in particular via a water barrier at the junction of the circulation pump of the primary circuit. The circuit RIS, in case of failure of the primary wall, removes from the storage tank under nitrogen pressure or
or a low pressure tank typically located outside the enclosure and via an injection pump.
Allows injection of boron-containing water from the tank. When these tanks are emptied, the injection circuit is located within the enclosure and in suction mode for excess water to be collected in the sump by an exchanger using an external raw water circuit.
It is cooled by an exchanger that uses an auxiliary intercooling circuit that is itself cooled. These three combined circuits require powerful pumps that receive their power from the mains or diesel generator. Several pumps and several diesel generators must be provided to eliminate possible unavailability problems. Reduces the complexity of such equipment and eliminates the need to rely on special pumps in case of primary failure.
Various proposals have been made to avoid this. In particular, confinement enclosures
A boron-containing water reservoir, located above the core level in the reactor, is
As soon as there is a risk of leakage into the primary circuit and before the pressure balance between the primary circuit and the enclosure, the high pressure tank is liable to release into the primary circuit or the balance is caused as a result of a breakdown. It can be placed in a low-pressure tank that can only be released into the core. Reference is made to the following proposals. Previous proposals concern a boron-containing water reserve at the top of the enclosure, which would be used to sprinkle water into the enclosure in case of an accident. De Coste's French Patents No. 78-21492 and No. 78-21493 require a large reserve of boron-containing water to facilitate injection and prevent the flow of the molten core towards the protective slab in the event of a primary failure. Reactor enclosure containing
the reservoir, but does not specify that the reservoir should be positioned above the container. M Fageau's French Patent No. 79-24495 was first used to discharge the pressurizer at low pressure and with a cooler and until a pressure balance occurred to allow significant cooling of the primary circuit. The primary circuit is then fed back through the valve.
The tank listed is listed below. French Patent No. 79-28316 of M. Fagicault initially initializes at primary pressure and the boron-containing water is full and the resupply of water is initialized when a free level appears.
A tank is described that is connected to the vessel by a small diameter conduit so as to be able to contain the water and to the primary cooling loop by a large diameter conduit with a valve, the tank being able to be equipped with a cooler. French Patent No. 81-03632 of M.Fageot and Niss-Cloixat discloses a relatively low pressure tank which first allows cooling of the vessel by means of an exchanger integrated therein and then resupply of the same next pressure balance. It is listed. Information "Westinghouse AP600 Passive Safety Device - Key to Safer, Simplified PNRJ presented by L.E. Conway at the ANS Conference in Seattle in May 1988 and similar to that of French Patent No. 79-28316 a high-pressure tank and a large free level vessel in a flagger, but by gravity one in a safety enclosure substantially and otherwise identical to that of French Patents No. 79-24495 and No. 81-03632. Next content
can raise vessels and cells. A diagram published in June 1988 on page 32 of Nuclear Engineering International entitled ``Latest PWR Concepts from Soviet Studies'' shows an enclosure with an integrated water reserve. These proposals point out that a tank added to the primary circuit would be useful in the event of a primary accident to at least partially replace the pressurized nitrogen storage accumulator and injection pump of the RIS circuit. Nitrogen injected into the primary circuit
It is important to remove the nitrogen for safety because it is placed in a hot spot and then interrupts natural circulation. Additionally, it is possible to replace the pump in the circuit RIS with a passive device.
This makes it possible to improve the overall safety of the safety device in the event of primary failure.
Wear. Such tanks also reduce constraints associated with pressurizer discharge and reduce furnace cooling.
It is useful under normal conditions by relating to and stopping heating. deer
However, they are not related to the operation of circuits R and CV. DISCLOSURE OF THE INVENTION The present invention is particularly directed to supplemental volume control and chemical circuits that lead to the same advantages as previously described.
however, its design allows for the assurance of volumetric and chemical correction of primary circuit water at relatively low pressures, while providing protection against fission complements adjacent to the reactor enclosure.
Safety equipment reduces the constraints placed on equipment normally installed in buildings and
Therefore, it allows for substantial economic efficiency. The invention therefore particularly provides means for sampling water in the primary circuit,
a primary of a pressurized water reactor containing primary water, having means for purifying the water and adjusting its boric acid and adjustable means for reinjecting water into said primary circuit; In auxiliary volume control and chemical circuits that can be connected to the circuit,
at least one water-primary water suction flow into said tank, said tank being arranged in said auxiliary circuit downstream of said sampling means, said sampling means ensuring expansion of water at its saturated vapor pressure in said tank; Incorporate means to adjust the
means for adjusting the suction and outlet flows according to the volume of water in said tank.
The present invention relates to an auxiliary volume control and chemical circuit, characterized in that it allows control of the volume of water accumulated and thus accommodated in said primary circuit. As a result of this arrangement, water is present in the tank in a given amount and is not saturated.
Place the steam sheathing above the water at the minimum temperature of the water in the primary circuit, e.g. 290.5°C.
It is formed at a temperature that can be slightly lower. Since the boron-containing water is present in its saturated steam, the pressure can be relatively high (7.5 MPa at 290.5 °C), while below the primary circuit pressure (15.5 MPa in the pressurizer). Maintain well. The tank constitutes a high-pressure safety reserve comparable to the tanks described above. shown later
ensure the volumetric compensation associated with the expansion of water in the primary circuit, as well as its chemical treatment, so as to The means for sampling and regulating the suction flow of primary water in the tank is essentially an expansion means associated with an injection pump or ejector, the injection pump directing the sampled flow into the tank for purification. Allows for reintroduction. The reinjection means are constituted by flow adjustable filling pumps of conventional nature. (4) It should be noted that the auxiliary circuit according to the present invention relating to the relatively high pressure portion of the primary circuit is
It is preferably associated with the use of a large water reserve located within the tank and above the level of the vessel. By applying the amount of water present in the tank and without heat exchange with the outside, it is possible to regulate the amount of water in the primary circuit, i.e. to maintain an appropriate pressurizer free level.
It is clear from the definition of the auxiliary circuit according to the invention that Thus, in the case of a 1300 MW reactor, the tank can be heated without any external emissions.
can receive 110) tons of water during the rise and, conversely, can
It can be restored throughout the cooling without the need for a new water supply, as is the case with roads. Since the furnace is cold, the tank is also used for the necessary partial drainage when opening the vessel cover. Conveniently, the water-steam tank of the auxiliary circuit according to the invention is connected to the primary circuit by means of a relatively large diameter pipe equipped with a valve, in order to ensure a powerful injection of boron-containing water into the primary circuit in case of a breakdown. connected to the circuit. to ensure the necessary neutron negative activity.
An auxiliary tank containing uric acid concentrate can be inserted into the pipe. The auxiliary circuit according to the invention also allows regulation of the gases dissolved in the primary water while maintaining the overall pressure level of the water-steam tank and without the use of an external tank hydrogen jacket. For this purpose, the vapor above the liquid in the tank and which is very gas-rich compared to the vapor dissolved in the liquid cools and gradually condenses in a hydrogen separator constituted by a distillation column. rises. The decreasing vapor flow is enriched with gas at the top of the column until it is effectively released gas, which is unidirectionally acidified and flows towards the top.
The liquid, which has been increased and enriched with gas, is consumed as it descends again and passes in a partially degassed form to the tank. It is thus possible to ensure separation of the gas mixture in conjunction with the water with a large hydrogen surplus which is recycled again. For this purpose, the upper chamber of the degasser simply allows hydrogen currency.
The water is sucked up by one of the injection pumps used for the introduction of the water. removed
The gases that condense in the high-pressure chamber of the permeameter then ensure their radioactive decay before being released into the atmosphere through the discharge stack. The auxiliary circuit according to the invention minimizes the primary water purification for dissolved radioactive solids.
can also be partially guaranteed while maintaining the overall pressure level of the water-steam tank. For this, a portion of the water from the tank is cooled to approximately 50°C in a recovery or recovery exchanger.
water, introduced into the resin demineralizer, saturated with boron and then, after heating, into the tank via one of the injection pumps used to introduce the primary water into the tank or into the filling port.
through the pump] and then the complete equipment can be returned to the reactor enclosure.
placed in the camera. The auxiliary circuit according to the invention can also be used to at least partially adjust the boron content in the primary circuit in relation to the daily power changes applied by the mains supply, while the water-steam tank Maintain overall pressure level. The water-steam tank is
Pulling serves as a distillation means from the discharge stream in the lower liquid or upper vapor. The vapor thus sampled is passed to one of the injection pumps feeding the tank.
It is slightly compressed and therefore condensed in the lower submerged exchanger. The resulting liquid, which has a very high gas content, releases a large amount of said gas in the upper part and then flows as a trickle or droplet into the vapor leaving the tank. If the water thus distilled is discharged from the tank, the liquid water it contains will be
The primary circuit is enriched with boron from the supply from the circuit, while the primary circuit is correlatively deprived of boron.
Ru. However, the liquid sampled at the bottom of the tank is
and a gradual return to a state of equivalence in relation to the water content contained in the primary circuit. At the end of the fuel cycle, the boron content is reduced to a very low minimum value.
When diurnal changes are required, this may result in an over-distillation effect and interfere with the content of the protective substances dissolved in the primary water. Thus, added to the distillation apparatus is a resin demineralizer which is not saturated with boron and operates in the same manner as the demineralizer described above at approximately 50°C. For this purpose, the demineralizer is surrounded by a cold exchanger and a heat exchanger which are connected to each other. The boron content is increased in this case by adding boric acid. It is also possible to use resins whose boron content is a function of the temperature applied to the demineralizer. The auxiliary circuit according to the invention also includes the use of a water-steam tank as a discharge vessel for the pressurizer RDP.
It has the advantage of allowing many uses. For this purpose, the steam discharge pipe of the pressurizer emerges into a bubbler located in the lower region of the water-steam tank. This arrangement, as previously requested,
allows recovery of released vapor without the need for oxidation. The venting operations required to limit the gas concentration in the pressurizer steam are therefore facilitated.
It will be done. Furthermore, the tank can be used until the pressure in the primary circuit is the same and according to the prior art.
The enclosure may also be damaged as a result of disk destruction, as is possible if
Dimensioned in such a way as to allow complete discharge of the pressurizer without retraction.
can be done. The water-steam tank of the auxiliary circuit according to the invention is connected to the primary circuit and in the auxiliary circuit.
The various pipes, preferably incorporating cold exchangers for the sampled water, can obviously be at least partially used for cooling when the reactor is shut down. Finally, the release to the outside requires the removal of deposited material and the reinjection of fresh water, so as to limit the accumulation of tritium in the form of tritiated water. Several cubic meters of primary water are exchanged for
It can be provided at the bottom of the tank to allow for daily leakage of torr. A reactor engine that allows for the treatment of released water as well as water obtained in the leak recovery circuit.
Devices external to the enclosure ensure a corresponding reinjection, establish the required boron concentration in the auxiliary tank inserted into the injection pipe to the primary circuit and regenerate the demineralizer during reactor shutdown and Much simpler and smaller than existing devices. BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. The drawing is a schematic diagram showing the primary circuit of a pressurized water reactor equipped with an auxiliary volume control device and a chemical circuit according to the invention. PREFERRED EMBODIMENTS FOR CARRYING OUT THE INVENTION For ease of reading, measurements and measurements associated with the circuits illustrated in the drawings are provided.
and control circuitry not shown. These devices are of conventional design and do not form part of the present invention. In the drawings, reference numeral 10 designates a vessel of a pressurized water reactor containing a reactor core 12. Several primary loops are connected to the vessel, only one of which is shown in the drawing and which constitutes the primary circuit of the reactor with said vessel IO. Each of the loops of the primary circuit includes a pipe 14 connecting the vessel 10 to a steam generator 16, a steam
It consists of a pipe 18 connecting the air generator 16 to the primary pump 20 and a pipe 22 by which water from the primary circuit is supplied to the vessel 10 by the pump 20. In the vessel, the primary circuit is heated by the reactor core 12 to a temperature close to 328°C, for example. This primary water is cooled in the steam generator 16 and the primary water exits at a temperature close to 2930C. In the known manner, the primary circuit of the nuclear reactor also has a pressurizer 24 connected to the pipe 14 of the circuit loop. An electric heating device 26 arranged within the pressurizer 24 allows the formation of a vapor volume within the pressurizer. What is the primary water contained in the circuit?
and put under pressure. A sprinkler system 28 located within the steam volume is connected to a pipe controlled by a valve 32 to enable pressure reduction when required.
It is connected to the pipe 22 by a pipe 30. The circuit of the pressurizer 24 thus makes it possible to establish and check the pressure prevailing in the primary circuit, said pressure being generally approximately 15.5 MPa, corresponding to a pressurizer temperature of 345'''C. The forming reactor vessel 10 and the loop are arranged in a confinement enclosure, one of the walls of which is indicated schematically in the drawing by the reference numeral 34.According to the invention, the reactor vessel 10 is of an original design and is essentially a nuclear reactor. confinement enclosure
Auxiliary volume control and chemical circuits located within the reactor are related to the primary circuit of the reactor.
I get kicked. This auxiliary circuit consists of one or more water-steam tanks 36. Ta
A link 36 can be specifically associated with each loop of the primary circuit. The tank or tanks 36 serve as sampling pipes 38 for sampling from the primary circuit.
A sampling pipe 38 is connected to the pipe 18 of one of the loops of the primary circuit, between the steam generator 16 and the circulation pump 20 of said loop. Sampling pipe 38 is similar to pumps 40a, 40b and 40c in the drawing.
At this time, each tank 36 is connected to each tank 36 by a plurality of evacuation devices incorporated into the injection pump. The supply of each of these injection pumps is controlled by valves 42a, 42b, and 42e, respectively.
be controlled. The number of injection pumps is 42a. Vacuuming of tank 36 is accomplished by opening a varying number of valves such as 42b and 42c.
Each injection pump is preferably operated at full injection flow rate, chosen in a manner that allows control of the inlet flow. The evacuation device incorporated in the injection pump has the effect of expanding the water taken up from the primary circuit to its saturated vapor pressure, leading to the formation of saturated vapor coating above the liquid water in the tank 36. Thus, if the temperature of the water sampled in pipe 18 is approximately 293°C for a pressure of 15.1 MPa, the temperature in the tank should be approximately 290.5°C for a saturated vapor pressure of 7.5 MPa. I can do it. It should be noted that these numbers reflect the likely favorable pattern, as will be shown later.
This corresponds to the case where the primary water sampled by the pipe 38 is not cooled. The auxiliary circuit according to the invention also reinjects water into the primary circuit and adds one or more
It consists of a pipe 44 in which the upper filling pump 46 is arranged. Shown in more detail below
Said pipes are provided by several branches at different levels within each tank 36, as shown in FIG.
can be supplied to one of the loops of the primary circuit, e.g.
are connected via a water barrier at the connection point of the circulation pump 20. Associated with injection pumps 40a, 40b and 40c in the shape determined the day before.
valves 42a, 42b and 42c1 and filling pump 46 as desired.
The volume of water present in each tank 36 and therefore contained in the primary circuit of the reactor is
A flow rate control means is configured to enable control of the water volume. The sampling pipe 38 has a relatively small diameter so that only a small portion of the primary water in the main circuit is deflected towards the auxiliary circuit, while the sampling pipe 38 has a relatively large diameter safety or
A security pipe 48 connects the bottom of each tank 36 to the main circuit pipe 22 downstream of the primary pump 20. A valve 50 is located within the pipe 48 at the bottom of the tank 36. This normally closed valve opens automatically when the pressure in the primary circuit drops below the pressure prevailing in the tank. In case of destruction of the primary circuit, therefore strong water injection
There is entry. At the bottom of each water-steam tank 36 there is conveniently an auxiliary tank 52 containing a boron-containing water concentrate. The safety pipe 48 exits at the bottom of the auxiliary tank 52 where a valve 50 is provided. A second valve 54 is positioned between tanks 36 and 52 to supply a mixture of water in normal operation between these tanks. The two valves are tongue
It opens simultaneously when a pressure is created in pipe 48 that is less than the pressure prevailing in pipe 36. In auxiliary circuits with existing pressurized water reactors, the release of radioactive gases and nitrogen is usually guaranteed cooling by a 2 bar hydrogen cladding, which is approximately 30 cm'/kg (with respect to normal temperature and pressure) in water. maintain hydrogen content. In the auxiliary circuit according to the invention, this degassed solution cannot be considered, considering the temperature and pressure prevailing in the tank 36. In the auxiliary circuit shown in the drawing, the content is similar to that in the liquid water in tank 36.
The higher the oil-soluble gases in the water-steam tank, the higher the oil-soluble gas
It is purified by a degasser, such as distillation column 56. Preferably tray or grain
This distillation column 56 is of a type having solids in the form of an external cooling device 58.
It is cooled to, for example, 20°C in the side chamber 56a. In the upper chamber there is a gas mixture whose total pressure is equal to the pressure in the tank 36, consisting with a significant preponderance of hydrogen and containing nitrogen and traces of radioactive gases such as xenon and krypton. This mixture is taken up by a tube 60 exiting the upper chamber of the distillation column 56 and then descending again to reheat the gas, for example to approximately 290°C. The gas mixture is then passed by line 60 from tank 36 to hydrogen separator 62 where the water
The elementary separator 62 is constructed, for example, by a permeameter having a very high selectivity, a palladium-silver selective membrane, and operating at approximately 250-300°C. The separator 62 has a low pressure chamber 62a, which is connected by means of a pipe 38 to one of the injection pumps 40a, through which the water sampled in the primary circuit is injected into the tank 36. The residual gas condenses in the high pressure chamber 62b of the separator 62, which is connected to a storage tank 64 in which the gas is expanded. Following proper radioactive decay, the gas is discharged through valve 68.
and is discharged to the atmosphere by a pipe 66 connected to an external purification chimney 70. At the same time, the liquid water formed in the distillation column 56 can only fall back into the column.
It is taken away by the gas falling into the tank 36 in a partially degassed state. In order to purify the liquid phase contained within tank 36, particularly in connection with corrosive products, one or more boron-equipped saturated resin demineralizers are used so as not to affect the boron. Each mineral vessel 72 is in contact with the liquid phase of water contained in tank 36 by means of a discharge pipe 74.
A cold exchanger 76 is arranged in the discharge pipe 74 whose action corresponds to the normal action of the resin, for example to reduce the temperature of the water to a value close to 50°C.
It will be done. The pressure resistance of the container of the demineralizer must be increased to, for example, 10 MPa instead of the IMPa of a conventional device. For example, for a 1300 MW reactor, two series of the core
The ability to use the 3113 demineralizer without reactivating operations between subsequent refill operations.
is known. Upon exiting the demineralizer 72, the purified liquid phase is heated in a heat exchanger 78 coupled to a cold exchanger 76. Downstream of the heat exchanger 78, the discharge pipe 74 has a forked section, one branch of which feeds one of the injection pumps 40b by which the sampling pump 38 feeds the tank 36. The second branch is thereby directly connected to a pipe 44 by which water is reinjected into the primary circuit upstream of the filling pump 46. A set of valves 80,82 located in the two branches also provide access to the container 36.
allows control of reinjection of purified water directly into the primary circuit. At least one further demineralizer 84 is provided in the auxiliary circuit according to the invention in order to allow an average reduction in the boron content of the primary circuit water, regardless of daily variations.
It will be done. This demineralizer 84 is connected to the liquid phase of the water contained in the tank 36 by a discharge pipe 86, in which it is possible to reduce the temperature of the water from the demineralizer 84 to approximately 50°C. A cold exchanger 88 is arranged to provide a cold exchanger 88. This allows the use of conventional demineralizers whose maximum pressure is easily increased for this purpose. At the outlet from demineralizer 84, the boron-depleted water traverses heat exchanger 90, which is coupled to cold exchanger 88. Downstream of the heat exchanger 89, the pipe 86 crosses a valve 90 before being connected to the pipe 44 for reinjecting water into the primary circuit downstream of the filling pump 46. Changes in the boron content of the primary water and especially with regard to daily power changes.
by means of a distillation apparatus associated with tank 36 containing the liquid and its vapor.
You can get it. For this purpose, the outlet stream is sampled for a boron-containing liquid phase or for a boron-free vapor or vapor phase, which leads to a boron content change in the tank and a converse change in the primary circuit. The boron-containing discharge stream is, for example, a stream that has passed through demineralizer 72 and valve 82.
Ru. In order to obtain a discharge stream containing very little boron, at least one injection pump 40c is arranged in the upper part of the tank 36 containing water in the vapor phase. Injection pump 40c then moves the vapor into condenser exchanger 92, which is immersed in the liquid phase of water contained within tank 36. Suction by injection pump 40e
The resulting vapor phase is slightly compressed so that it is condensed in the condenser exchanger 92.
Shrink. The latter is then a degassing tube arranged in the upper vapor phase part of tank 36.
It communicates with the flow vessel 94 . The water in liquid state flowing into the trickle 94 has a high gas content and a significant proportion of said gas is present in the trickle if a certain amount of dissolved substances originate from the discharged water. The steam in the vessel is transferred and the tank therefore receives the distilled water. The distilled water collected in this manner in the tank of trickler 94 is controlled by valve 98 and connected to pipe 44 to reinject water into the primary circuit upstream of pump 46.
is discharged from the water-steam tank 36 by a connected discharge pipe 96. The liquid water contained in the tank 36 is thus enriched with boron from the supply of the primary circuit, while the primary circuit experiences a correlative boron consumption. Such a distillation action, which must be repeated daily, becomes excessive as soon as the average boron content decreases significantly during the working operation. For existing nuclear reactors, special resin membrane mineralizers are not used to control boron as a function of the temperature applied to the demineralizer.
If, in an alternating manner, boron membrane mineral vessels (which must be periodically regenerated) and
and boric acid re-injection means can be used in stages. In the preferred embodiment of the invention shown in the drawings, the water-steam tank 36 of the auxiliary circuit according to the invention is also used in place of the discharge vessel of the pressurizer RDP, to which the pressurizer discharge pipe is normally connected. Ru. For this purpose, a discharge pipe 100 connected in the usual manner to the upper vapor phase part of the pressurizer 24 and controlled by a valve 102 is accommodated at its opposite end in the lower region of the water-steam tank 36, i.e. within said tank. difference
It is terminated by a bubbler 104 which is placed in the liquid phase of the water. This unique arrangement precludes its processing and externalization as was common in the prior art.
Allows recovery of vapors released by the pressurizer without the need for partial purification
Ru. The cleaning operations required to limit gas concentration in the vapor phase of the pressurizer are therefore
easily done. Furthermore, the tank according to the invention allows for complete release of the pressurizer, if necessary.
The release valve 102 can be dimensioned in such a way as to allow the release valve 102 to
(to ensure a large primary pressure drop if necessary) or accidentally (sliding
– Mile Island accident) remains open. For example, consider a 1300 MW reactor whose pressurizer typically contains 36+ m'' of liquid water and 24+ a' of water in the form of steam or steam at 345° C. and 15.5 MPa. ' liquid water and 20+ water vapor at 290.5 °C and 7.5 MPa. The average temperature of the water in the primary circuit is 311 °C, corresponding to a saturated steam pressure of 10 MPa. Tank. The total discharge power of the pressurizer to 36 months can be calculated to allow the acquisition of a pressure below a. If so, the primary circuit can be removed by discharging the pressurizer and requiring special care.
It can be rapidly reduced to 10 MPa. As is clear, the pressurizer release
In case of destruction of the primary circuit, the water in the tank 36 can be injected into the primary circuit.
and can be brought in when desired. The case described above corresponds to the supply of tank 36 with primary water taken directly from outlet 18 of the steam generator. However, it is also possible to choose a lower pressure level in said tank, and the sampled water is passed through a recovery or recovery exchanger 106 (which also ensures reheating of the water reinjected by pipe 44) and into a regulating cooler. 108. example
For example, the primary water can be cooled to 290.5 to 270°C, corresponding to a pressure of 5°5 MPa in the tank. However, the release of the pressurizer is
Under these conditions, taking into account the heat reserve accommodated in the primary circuit, the maximum pressure rises to just below 10 MPa. If more accurate calculations were made, it would be possible to eliminate the disadvantages of not cooling the sampled flow and thus not sizing the circuit according to the invention.
Convenience appears. The auxiliary volume control and chemical circuitry of the present invention finally provides a clean-up and replenishment system that is located external to the enclosure 34 and is greatly simplified compared to comparable conventional equipment in existing conventional pressurized water reactors. It consists of 110. These devices 110 are connected to a water-steam tank at the bottom by a pipe 12 controlled by a valve 114.
36. They are also connected to pipe 116 controlled by valve 11g.
It is connected to an auxiliary tank 52 containing a water concentrate containing more boron. Finally, the
These communicate with demineralizers 72 and 84 through pipes not shown. Pipes 112 and valves 114 are located at the bottom of the tank allowing for the daily release of a number 1113 of primary liquid and the re-injection of fresh water to limit the removal of material and the accumulation of tritium within the primary circuit. Construct a purification device to A circuit constituted by pipe 116 controlled by valve 18 allows the establishment of the necessary boron concentrate in auxiliary tank 52. External fittings of the reactor enclosure
The equipment 110 handles the purified water as well as the water obtained from the leakage recovery circuit and the corresponding
guaranteeing the re-injection of fresh water, controlling the boron concentrate in the tank 52 and allowing regeneration of the demineralizer 72,84 during reactor shutdown. The fact that a significant proportion of the operation of the auxiliary circuitry can be guaranteed within the enclosure makes it possible to considerably limit the complexity of the external equipment 110 compared to conventional equipment. The above description, as a result of the auxiliary circuit according to the invention, in particular by using the water-steam tank 36, ensures the following effects very easily. In other words, Riso
volume correction of the water contained in the primary circuit in relation to the thermal expansion of the water and the collection of water during the opening of the cover of the vessel 10 by means of a minimum external tank; 2) safety to the primary circuit in case of rupture; injection (for passive work,
- preferably combined with the use of a water reserve in an enclosure comparable to that described in the above-mentioned publication by Conway, and on the other hand a nitrogen storage accumulator.
(8) Purification of primary water in connection with the reintroduction of dissolved gases and hydrogen (8) Purification; 4) Replacement of primary water in connection with the reintroduction of dissolved gases and hydrogen; purification, 5) adjustment of the content of boric acid and dissolved substances that protect the primary water, 6) release of the pressurizer, possible prevention of release, with regard to pressure or gas purification, no longer causing any accidents. The auxiliary circuit according to the invention allows for a significant reduction in the size of the equipment compared to conventional volume control and chemical circuits and their associated parts which currently occupy very large buildings. child
Completely enclosed within a secure enclosure with minimal connections to the outside world with these advantages. The circuit has substantially its overall dimensions and operating pressure less than or equal to the overall dimensions and operating pressure of a pressure body of a steam generator in a furnace having, for example, four generators. The amount of hot primary water contained within the containment enclosure is increased so that
pressure-volume results can be increased. However, considering the simplification of the device described above, it still has significant economy compared to conventional devices. International Survey Silk Cattle International Survey Report FR9000076 S^ 34398