Atomerőművi főberendezések Atomerőművek Boros Ildikó, BME NTI 2011. február 24.
Tartalom • Primer köri főberendezések – Reaktorberendezés • Aktív zóna • Reaktortartály • Reaktortartályon belüli szerkezeti elemek
– – – – –
Főkeringtető vezeték Térfogatkompenzátor Gőzfejlesztők Főelzáró tolózár Egyéb kapcsolódó rendszerek • 1. sz. víztisztító rendszer • Stb.
• Szekunder köri főberendezések 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
2
Primer köri főberendezések
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
3
A továbbiakban említett típusok:
VVER-440
Framatome 900
EPR
Üzemel / épül: 23 / 2
34 / 0
0/4
Telj.: 440 MWe
900 MWe
1650 MWe
η: 32%
31,2%
37%
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
4
Primer kör • Primer hűtőrendszer feladatai – – – –
Hő elszállítása zónából GF-be Üzemanyag hűtése (egyúttal moderátor és reflektor szerep) Nyomástartás (TK segítségével) Nyomáshatároló
• Fő elemei: – – – – –
Reaktor; Gőzfejlesztő; FKSZ (FET) Térfogatkompenzátor – Primer csővezeték
• Kapcsolódó rendszerek: – Üzemzavari hűtőrendszerek – Víztisztító rendszer – Pótvíz és bóros szabályozás rendszere 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
5
Primer kör • Egyéb fontosabb primerköri rendszerek – Közbenső hűtőköri rendszerek • FKSZ, SZBV és ZÜHR közbenső hűtőkör • BHV hűti
– Olajrendszerek • FKSZ és pótvíz szivattyúk
– Szervezett szivárgások rendszere • FKSZ, pótvíz szivattyúk, primerköri mintavétel szivárgásai • Légtelenítések, ürítések
– Pihentető- és átrakó medence hűtőköri rendszere – Töménybór rendszer • Pótvíz rendszeren át primer körbe • Bórsavas tartályok utántötlésére
– Primerköri víztisztító rendszerek
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
6
Primer kör – példa:
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
7
„Primer kör” – példa: BWR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
8
Tervezési követelmények
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
9
Primer köri főberendezések Reaktorberendezés
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
10
Reaktorberendezés • Elemei: – Reaktortartály (RPV) – RPV belső szerkezeti elemek – Üzemanyag – SZBV rudak
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
11
Reaktor • Tervezési követelmények • Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants (IAEA Safety Guide) – A fő biztonsági funkciók nem sérülhetnek – Zóna: a legnagyobb előforduló reaktivitásbevitel (DBA esetén) sem okozhatja a nyomáshatároló sérülését, jelentős zónadegradációt, vagy a hűtés megszűnését • Gyors negatív visszacsatolások • Reaktivitásbevitel korlátozása (DBA esetén is) • PIE-k között RIA-k
– Reaktor szabályozhatósága: DBA esetén is le kell tudni állítani, és leállított állapotban tartani a reaktort – Leállításhoz legalább két (független és diverz) rendszer kell – Üzem közbeni felügyelet, tesztelés (reaktortartály, üzemanyag, öregedés, szabályozás) – Statikus és dinamikus terhelések figyelembevétele, anyagok megválasztása 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
12
Reaktor • Tervezési követelmények • Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants (IAEA Safety Guide) – Üzemanyag: normál üzem és üzemi tranziensek esetén nem sérülhet jelentősen, hűtés DBA esetén sem romolhat – Termohidraulikai korlátok (lineáris hőteljesítmény, DNBR, üzemanyag és burkolat hőmérsékletek): üa. sérülést elkerülni – Műszerezés, monitorozás DBA esetén is – Magas hőmérséklet, nyomás, besugárzás, hasadási termékek, kiégés, egyéb terhelések hatásait is figyelembe kell venni • Ezen hatásokat lehetőleg minimalizálni • Kiégés hatása (hővezetés, pasztilla mikrostruktúrája, olvadáspontja stb. megváltozik) • Hasadási termékek (pl. nyomásnövekedés burkolaton belül, korrozív has. termékek) • Pasztilla-burkolat reakció (stressz-korróziót indukál) • Külső (primer) nyomás állóság • Követelmények hűtőközegre, moderátorra (fizikailag, kémiailag stabil, idegen tárgytól, szennyezéstől mentes) 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
13
Példa: EPR tervezési limitek • • • •
PCC-1: normál üzemi tranziensek PCC-2: üzemzavari tranziensek (10-2/y < f) PCC-3: tervezési üzemzavar (10-4/y < f < 10-2/y) PCC-4: tervezési baleset (10-6/y < f < 10-4/y)
• Üzemzavari tranziensek esetén (ill. szekunder nyomáshatároló sérülése esetén baleseti helyzetben) nem léphet fel burkolatsérülés • DBA esetén a fűtőelemek max. 10%-ánál léphet fel DNB • LOCA esetén: – – – – –
Burkolat max. hőmérséklete 1200 oC Burkolat max. oxidációja a burkolatvastagság 17%-a Hidrogén-termelődés max. 1%-a a lehetséges mennyiségnek (burkolat teljes oxidációja) Zóna geometria hűthető marad Hosszú idejű hűtés biztosított
• Burkolat oxidáció nélküli üzemzavarok esetén a max. burkolat hőmérséklet 1482 oC • Üzemzavari tranziensek esetén max. lineáris teljesítménysűrűség 590 W/cm • DBA esetén az üzemanyag megolvadása max. 10% a legmelegebb helyeken (hot spot) • Primer és szekunderköri túlnyomás kizárása 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
14
Reaktor Üzemanyagpálca Szinterelő kemence Pálcatartó lemez
UO2-pasztilláknak
Hűtőközeg áramlása
UO2 - pasztillák (D = L = 10 mm)
Nyomórugó Gázrés
Al2O3 elzárótabletta
Üzemanyagpálcák (L = 4,2 m, D = 12 mm,
Hűtőközeg H2O Távtartó rács
s = 1 mm)
UO2 pasztilla
Zirkaloy burkolat +gázrés Al2O3 elzárótabletta
Nyomórugó
Védőhüvely Zárósapka
2012.03.12.
Zárósapka Atomerőművek főberendezései
15
Reaktor Távtartó rács
Távtartó rács Magasság 40 mm Vastagság 0,4 mm
Szabályozópálca vezető csövek
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
16
Üzemanyag – Framatome 900 • • • • • • • • • • • • • • •
Zóna magassága 3.66 m Zóna átmérője 3.04 m Üzemanyag-kazetták száma 157 Pálca osztásköz 1.26 cm Kazetta külső átmérője 21.5 cm) Átlagos teljesítménysűrűség 99.9 kWt/l Kazetta geometria 17x17 Üzemanyag pálca magassága 4058 mm Üzemanyag pálca külső átmérője 9.5 mm Üzemanyag pellet: 13.5 mm * 8.19 mm Üzemanyag pellet belső átmérője (furat) -
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
17
Üzemanyag – Framatome 900 • Átlagos lineáris teljesítménysűrűség • 17.8 kW/m Maximális burkolathőmérséklet • 435 °C Maximális üzemanyag középponti hőmérséklet • 2260 °C Burkolat anyaga • Zr-4 Átlagos kazetta kiégési szint kirakáskor • 33735 MWd/tU
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
18
Üzemanyag - EPR Zóna magassága 4.2 m (AREVA) Zóna átmérője 3.767 m (AREVA) Üzemanyagkazetták száma 241 (AREVA) Pálca osztásköz 1.26 cm (AREVA) Kazetta külső átmérője 21.4 cm (AREVA) Átlagos teljesítménysűrűség 89.3 kWt/l (AREVA) Pálcák száma az üzemanyag kazettában 265 (AREVA) Kazetta geometia 17x17 (AREVA) Üzemanyag pálca külső átmérője 9.5 mm (AREVA) Üzemanyag pellet külső átmérője 8.19 mm (AREVA) Üzemanyag pellet belső átmérője (furat) - (AREVA) 2012.03.12.
Átlagos lineáris teljesítménysűrűség 14.95 kWt/m (AREVA) Burkolat anyaga M5 (AREVA) Burkolat vastagsága 0.57 mm (AREVA) Átlagos kazetta kiégési szint kirakáskor 60000 MWd/tU (AREVA) Atomerőművek főberendezései
19
Üzemanyag - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
20
Zóna - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
21
Üzemanyag – VVER-440 • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •
Zóna magassága 2.42 m Zóna átmérője 2.88 m Üzemanyagkazetták száma 349 Pálca osztásköz 1.22 cm Kazetta külső átmérője 14.7 cm Átlagos teljesítménysűrűség 85.2 kWt/l Pálcák száma az üzemanyag kazettában 126 Üzemanyag pálca magassága 2536 mm Üzemanyag pálca külső átmérője 9.1 mm Üzemanyag pellet magassága 9-11 mm Üzemanyag pellet külső átmérője 7.54-7.59 mm
2012.03.12.
Üzemanyag pellet belső átmérője (furat) 1.2 mm Átlagos lineáris teljesítménysűrűség 13.1 kWt/m Maximális burkolathőmérséklet 335 °C Maximális üzemanyag középponti hőmérséklet 1995 °C Burkolat anyaga Zr-1 %Nb Átlagos kazetta kiégési szint kirakáskor 37000 MWd/tU Atomerőművek főberendezései
22
Üzemanyag – VVER-440
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
23
Üzemanyag
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
24
Szabályozó rudak - EPR • 89 SZBV rúd, egyenként 24 pálcával • Alsó részen Cd-ötvözet, felső részen B4C • abszorbens pasztillák SS burkolatban He közegben • 36 szabályozó, 53 BV rúd • SZBV rúd hajtás a német Konvoi-ból
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
25
Szabályozó rudak – VVER-440 • Szerkezeti felépítése: – Üzemanyag rész – Elnyelő rész – Közbenső rúd • Felső része az SZBV hajtáshoz kapcsolódik, alsó része a követőkazettához
– Hajtás (mozgató mechanizmus) • Fogaskerék - fogasléc áttétel (2 cm/s) • Villanymotor • Helyzetjelző
• Hat csoportba bontva, 7 üzemi, 30 BV kazetta • Követő kazetta szerkezete megegyezik a munkakazettákkal • Bóracél abszorbens rész • Követőkazettás megoldás miatt speciális RPV felépítés 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
26
Reaktor – zónamonitorozó rendszerek • Tervezési követelmények • Minimálisan vizsgálandó (DBA helyzetben is): – Zóna teljesítmény (eloszlás, időfüggés) • In-core vagy ex-core detektorok
– – – – – – –
Hűtőközeg paraméterek (tömegáram, hőmérséklet) Neutronabszorbens hatékonysága Vízszint Nyomás Hűtőközeg aktivitása SZBV rudak helyzete Bórkoncentráció
• Többi paraméter ezekből származtatható • Leállítás / indulás alatt más mérési tartományok, más rendszerek kellhetnek 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
27
Reaktor - EPR
2012.03.12.
EPR in-core mérések Atomerőművek főberendezései
28
Reaktor - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
29
Reaktortartály • Tervezési követelmények – Integritás megőrzése DBA esetén (újabban zónaolvadás esetén is – külső hűtés) – Hegesztési varratok számának minimalizálása (főként a zóna magasságában) – A reaktortartály törése nem DBA esemény, ki kell zárni a bekövetkezését – A fedél kisebb sérülése „csak” LOCA esemény, a csonkok alatti részé súlyos baleset.
• Anyaga 15-25 cm vastag szénacél (+Ni, Mo, Cr, Mn), 3-10 mm ausztenites acél plattírozással (korrózió csökkentésére) • Üzemidő alatti gyors neutron fluens kb. 1024 n/m2 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
30
Reaktortartály • Tartály anyagának ridegedése neutronsugárzás hatására – Elsősorban a zóna magasságában, hegesztési varratok érzékenyebbek – PWR-ek jobban kitettek a neutronsugárzásnak (BWR-eknél kb. két nagyságrenddel kisebb a fluens) – Réz és nikkel tartalom növelése elősegíti a ridegedést
• PWR-eknél: nyomás alatti hősokk (pressurized thermal shock - PTS) – Üzemi (vagy akörüli) nyomáson egyes szcenáriók szerint nagy mennyiségű hideg közeg jut a tartályba – Emiatt jelentős hőfeszültségek (+ridegedés) – Repedések indulhatnak meg
• BWR-eknél inkább az alacsony hőmérsékleten túlnyomódásra kell figyelni • További jelentősebb meghibásodási folyamatok: – Feszültségkorrózió a szabályozórúd átvezetéseknél (Davis-Besse) – Feszültségkorrózió a tartályfenék átvezetéseknél (STP1) 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
31
Reaktortartály • PTS – A szívós-rideg tartományok átmenetét jelentő Tkrit idővel nő – Jellemző kezdeti események: • Kis LOCA, amikor ZÜHR működés történik kis nyomás mellett • Szekunder oldali kezdőesemény, ami GF túlhűtést eredményez
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
32
Reaktortartály • Feszültségkorrózió SZBV hajtásoknál – a Davis-Besse eset – – – –
1977-től üzemelő PWR 1990-től megszokott szivárgások az SZBV hajtások pereménél 1999-től fokozott szivárgás, egyéb jelek 2002: axiális repedéseket találtak 3 SZBV-átvezetésen, majd a javításkor egy kb. 20 cm átmérőjű üreget a tartályfedél anyagában – 2 évi leállítás, 75 millió dolláros fedélcsere – INES-3
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
33
Reaktortartály • Feszültségkorrózió SZBV hajtásoknál – a Davis-Besse eset
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
34
Reaktortartály • Tervezési követelmények – Hegesztési varratok számának minimalizálása (főként a zóna magasságában) – Ki kell bírnia PTS-t meghibásodás nélkül – Biztosítani kell a varratok teljes terjedelmű vizsgálatát – Nem vizsgálható varratok csak ott lehetnek, ahol ez nem okoz BDBA-t – Reaktortartály anyagából készült próbatesteket kell besugározni gyors neutronokkal, értékelni ridegedést. Átmeneti hőmérséklet-görbék (1. blokk, varratfém)
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
35
Reaktortartály
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
36
Reaktortartály - Framatome 900 • Falvastagság • 200 mm Tartály burkolatvastagság • 6 mm Magasság • 13.17 m Belső átmérő • 4.003 m
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
37
Reaktortartály – Framatome 900
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
38
Reaktor - EPR Anyag MnMoNi acél Falvastagság 250 mm Tartály burkolatvastagság 7,5 mm Magasság 12.7 m Belső átmérő 4.87 m
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
39
Reaktortartály - EPR • Nincs átvezetés a fenéken • Egy darabból áll a csonkzóna • Plattírozás alacsony Co tartalommal • 60 év tervezett üzemidő után is 30oC alatt marad a Tkrit • Emelt csonk magasság (nagyobb víztér a csonkokig) • Nehéz reflektor (acél, kisebb víztartalommal)
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
40
Reaktortartály – VVER-440 • Kialakítás: közúti / vasúti szállítás – vékonyabb tartályfal, – kisebb víztér, nagyobb neutronfluxus – Komolyabb követelmények anyagokkal szemben
• Csonkok két sorban, emiatt egyenletesebb kerületi hőmérséklet-eloszlás (de jelentős axiális) – 6-6 NA 500, és 2*2 NA 250
• Kovácsolt darabokból összeállítva • Nincs axiális varrat Atomerőművek főberendezései 2012.03.12.
41
Reaktortartály – VVER-440 Anyag 12H2MFA (Cr–Mo–V szénacél) Falvastagság 140 mm Tartály burkolatvastagság 9 mm Magasság 11.8 m Belső átmérő 4.27 m Üzemi / tervezési / tesztelési nyomás: 123 / 137 / 172 bar
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
42
Reaktortartályok
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
43
Reaktortartály szerkezeti elemei • Feladata: – Üzemanyag és mérőláncok pozícionálása, rögzítése – Szabályozórudak mozgatásának lehetővé tétele – Hűtőközeg áramlás irányítása, egyenletessé tétele
• Anyagkövetelmények – Mechanikai stabilitás megőrzése DBA esetben is – Minél kisebb felaktiválódás – Általában króm-nikkel-acél ötvözet
• Tipikus belső elemek: – – – – –
Zónatartó kosár Palástlemez Áramlásterelő lemezek Felsőcsőblokk EPR: „nehéz reflektor”
2012.03.12.
EPR belső szerkezeti elemek
Atomerőművek főberendezései
44
Reaktortartály szerkezeti elemei • Tervezési földrengés során megőrizzék funkcióikat • Környezeti hatások elviselése DBA-ig • Áramlás keltette rezgések megakadályozása • Aszimmetrikus terhelések elviselése (csőtörés) • Feszültségkorrózió minimalizálása • Vízszintes terhelések figyelembe vétele (pl. szeizmikus gyorsulás, feszültségkorróziót indukálhat) • Vízkémia, neutronfluens figyelembe vétele EPR zónatartó kosár és alsó zónatartó lemez
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
45
Reaktortartály szerkezeti elemei • VVER-440 specialitások – – – –
Reaktorakna Elliptikus perforált fenéklemez Fékezőcsőblokk Védőcsövek és fékezőcsövek perforálva
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
46
Reaktortartály szerkezeti elemei
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
47
Primer köri főberendezések Fővízkör
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
48
Fővízkör • Követelmények: – Hűtőrendszer, segédberendezések, irányítástechnika: tervezési értékeket nem szabad túllépni üzemi állapotokban. Nyomáshatároló rendszerek megfelelő izolációja – Komponensek (RPV, csövek, szelepek, stb.): Statikus és dinamikus terhelések elviselése minden üzemállapotban. – Felhasznált anyagok: minél kisebb aktiváció, magas anyagminőség – Üzem közbeni vizsgálatok elvégezhetősége (főként nagy sugárzásnak kitett helyeken) – Nyomáshatároló rendszert folyamatosan monitorozni kell (szivárgások felderítése) – Hűtőközeg-leltár és nyomás szabályozása – Hűtőközeg megtisztítása aktivált korróziótermékektől – Maradékhő-eltávolítás biztosítása – Végső hőnyelő biztosítása tervezési üzemzavarokra is 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
49
Fővízkör – Framatome 900 Fő (primer) hűtőközeg H2O Primer hűtőközeg tömege 300 t Nyomás 158 kg/cm² Zóna belépési hőmérséklet 286 °C Zóna kilépési hőmérséklet 321 °C Főkeringtető szivattyúk száma 3 Teljes tömegáram 15894 t/h Hurkok száma 3
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
50
Fővízkör - EPR • Fő (primer) hűtőközeg • H2O Nyomás • 155 kg/cm² Zóna belépési hőmérséklet • 295.5 °C Zóna kilépési hőmérséklet • 328.1 °C Főkeringtető szivattyúk száma • 4 Teljes tömegáram • 4x5475 kg/s Körök száma • 4
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
51
Fővízkör - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
52
Fővízkör – VVER-440 • Fő (primer) hűtőközeg • H2O Primer hűtőközeg tömege • 165 t Nyomás • 125 kg/cm² Zóna belépési hőmérséklet • 267 °C Zóna kilépési hőmérséklet • 297 °C Főkeringtető szivattyúk száma • 6 Teljes tömegáram • 39750 t/h Körök száma • 6 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
53
Fővízkör – VVER-440
FET
FKSZ
Reaktor Melegág
Hidegág GF felőli „U” alakú hidegági vízzár 2012.03.12.
Hurok kizárható rész
Atomerőművek főberendezései
Hurok ki nem zárható rész
ZÜHR rendszerek
• a reaktorhoz hat primer hurok kapcsolódik, • hurkonként egy főkeringtető szivattyúval, • egy fekvő gőzfejlesztővel és • két (hideg és melegági) főelzáró tolózárral (FET). • Hideg- és melegági vízzárak: hidegági LOCA üzemzavar GF esetén döntő jelentőségű a reaktorzóna hűthetősége szempontjából.
54
Fővízkör – VVER-440
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
55
Fővízkör -VVER-440 • Tervezési követelmények: – Káros hatások (rezgés, öregedés, kiülepedés) minimalizálása – Természetes cirkulációt elősegítő elrendezés – Hozzáférhetőség (karbantartás, felügyelet) – Csőtörés hatásainak figyelembevétele
• Főkeringtető vezeték – Ø 500 * 32 mm-es hőszigetelt saválló acél csövek – Támasztóelemek a 200%-os LOCA elkerülésére 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
56
Primer köri főberendezések Főkeringtető szivattyú (FKSZ)
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
57
FKSZ • Követelmények – Akkora közegáram fenntartása, ami megfelelő hűtést biztosít az üzemanyagnak (DNBR kritérium) – Megfelelő rotor tehetetlenség (lendkerék), FKSZ leállás esetén is hűtést biztosítani a természetes cirkulációs üzem kialakulásáig – Üzem közbeni felügyelet: rezgések, szivárgás monitorozása, hőmérséklet – Meghibásodáskor ne keletkezhessenek káros hatású repülő tárgyak – Példa: EPR: • • • • 2012.03.12.
1 s villamos betáplálás-kiesés leállás nélkül Reaktor SCRAM után 0,3 s-ig nem kap leállító jelet az FKSZ Ház tervezett élettartama 60 év FKSZ kifutási ideje elég teljes külső feszültségvesztés + földrengés esetére Atomerőművek főberendezései
58
FKSZ – VVER-440 • Üzemi paraméterek – – – – –
Szállított mennyiség: 7100 m3/h Emelő magasság 4,25 bar Min. szívóoldali nyomás 10 bar Fordulatszám 1500 /perc Felvett teljesítmény 1400-1600 kW
• Felépítés: – hidraulikus rész: függőleges tengelyű, egyfokozatú centrifugálszivattyú, – tömítőblokk: bonyolult konstrukció (a nagynyomású primer hűtőközeg ne szivároghasson ki a forgó tengely és a ház között bonyolult tömítés és csapágyazás), – hajtás: tengelykapcsoló a villamos motor és a hidraulikus rész között. – Lendkerék a szivattyú kifutási idejének növelése érdekében. – Elektromágneses tehermentesítő az axiális erők csökkentésére. 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
59
FKSZ – VVER-440
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
60
Primer köri főberendezések – FKSZ 2. • FKSZ tömítése: – feladata a primer hűtőközeg szivárgásának megakadályozása; – az FKSZ tömítése ún. tömítőblokk segítségével történik, amelyre záróvizet kell juttatni; – pzáróvíz > ppr
Tömítőblokk felépítése 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
61
Primer köri főberendezések – FKSZ 3. • FKSZ tömítőblokk: – rugó biztosítja a szükséges tömítőerőt nagy tengelyelmozdulás és alacsony primer nyomás esetén is; – folyadék-film kenés az álló és forgó tömítő felületek között.
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
62
FKSZ – Framatome 900 • Függőleges, egyfokozatú centrifugálszivattyú, szervezett szivárgással • Főkeringtető szivattyúk száma • 3 Teljes tömegáram • 15 894 t/h Körök száma • 3
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
63
FKSZ - EPR • Framatome N4-ből fejlesztve • Plusz tömítő fokozat SBO-ra REACTOR COOLANT PUMP ASSEMBLY − Design pressure (bar) 176 − Design temperature (°C) 351 PUMP − Thermo-hydraulic flow rate (m3/h) 27,195 − Suction temperature (°C) 295.9 − Mass without water (including motor support) (kg) 50,520 MOTOR − Type Air cooled squirrel cage induction motor − Power rating (kW) 9,000 − Design input power, RCP [RCS] under normal conditions (kW) 8,000 − Voltage (volts) 10,000 − Phase 3 − Frequency (Hz) 50 − Insulation class Class F thermoelastic epoxy insulation − Mass (without water or oil) (kg) 60,700 − Total inertia (pump and motor) of the rotor (kg.m²) 5210
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
64
Primer köri főberendezések Térfogatkompenzátor (TK)
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
65
Térfogatkompenzátor •Feladatai (Paks): • A primerkör nyomásra hozása nitrogén párnával (indításkor) • A primerköri nyomás szabályozása normál üzemállapotban. • A primerköri térfogatváltozás kompenzálása, TK szintszabályozása. • A fővízkör nyomásának korlátozása a túlnyomásvédelmi berendezésekkel. • A primerköri "bleed" funkció biztosítása. • A fővízkör hideg túlnyomásvédelmének automatikus biztosítása. • A fővízkörben keletkező hidrogén és a nem kondenzálódó gázok eltávolítása a TK magas pontjáról.
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
66
Térfogatkompenzátor • Követelmények: – TK fő funkciója: biztosítani, hogy a hűtőközeg mennyiségének vagy a termodinamikai állapotoknak a változása ne eredményezze a fővízkör sérülését • Kellő gőztér biztosítása a TK-ban • Nyomáscsökkentő és növelő berendezések
– Lefúvató és biztonsági szelepek (primer nyomás csökkentése) • Kiengedett primer közeg összegyűjtése (kondenzálása), hűtése, tisztítása, visszajuttatása (pl. zsomprendszer) • Lefúvatási útvonal izolálható legyen (szándékolatlan működés ellen) • Kellő kapacitás • külső villamos ellátás nélküli üzem (akkumulátortelep) • Szándékolatlan működtetés elleni védelem (és szelep állás visszajelzés TMI!) • Lefúvató tartály kellő kapacitású legyen teszt és normálüzemi lefúvatásokra, kellő kapacitású hasadótárcsa 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
67
TK – VVER-440 • Függőleges elrendezésű, szigetelt szénacél tartály, 9 mm-es plattírozással • Alján NA300-as csonk • 108 fűtőpatron (*15 kW) • Térfogata 44 m3 • Működési elve: – Telített állapotú közeg, ezért kis nyomásváltozás esetén „önszabályozásra” képes: • nyomáscsökkenés hatására: a telített víz kigőzölög ppr ↑ • nyomásnövekedés hatására: a gőz kondenzálódik ppr ↓
– Nagyobb nyomásváltozás esetén a nyomástartás külső beavatkozással történik:
• nyomáscsökkenés: fűtőtestek bekapcsolnak, gőz képződik ppr ↑ • nyomásnövekedés: a gőztérbe „hidegági” vizet befecskendező szelepek kinyitnak, a gőz kondenzálódik, ppr ↓ 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
68
TK – VVER-440
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
69
TK – VVER-440 • Nyomásszabályozás működése: – nyomáscsökkentés: 4 befecskendező szeleppel (1. v. 6. hurok hidegágából); – nyomásnövelés: öt fűtőtestcsoport segítségével (1. v. 6 hurok melegágába)
• Ha a primer nyomás a szabályozási tartományon kívüli értékre növekedik: – Lefúvató szelep – Biztonsági szelep(ek) nyitásával lehetséges a primer nyomás csökkentése. – Buborékoltató tartályba ürítenek 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
70
TK – VVER-440 T1
a
Felületi hõmérõk
a
T2
a
T3
a
T4
a
T5
a
T6
T7
315 oC
190 oC
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
71
TK – Framatome 900
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
72
TK - EPR • TK bekötővezeték 3. hurok melegágához csatlakozik • 2 spray rendszer hideg befecskendezéshez (+1 kisegítő rendszer) – A normál üzemi befecskendező ágak a 2. és 3. hurok hidegágából vételeznek
• Fűtőpatronok: – Folyamatos üzemű (szabályozott) fűtőpatronok – Üzemzavari betáplálással üzemelő fűtőpatronok – Nem-üzemzavari betáppal üzemelő fűtőpatronok
• TK gázelvezető (H) és nitrogén-betápláló vezetékek • Korábbi típusokhoz képest további lefúvató szelepek (súlyos balesetek esetére, nagy nyomású zónaolvadékkilökődés ellen) 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
73
TK - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
74
TK - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
75
TK - EPR
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
76
Primer köri főberendezések CVCS
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
77
Chemical and volume control system (CVCS) • Tisztító és térfogat-szabályozó rendszer • Feladatai: – primer közeg tisztítása szűrőkkel, sótalanítókkal (vízkémia és szennyezőanyag-mentesítés) – Reaktivitás-szabályozás (bór hozzáadás / kivonás) – Primer hűtőközeg leltár biztosítása (TK szinttartás, befecskendezés) – Záróvíz biztosítása az FKSZ tömítéshez
• • • •
Részáramú tisztítóként üzemel (leiszapoló rendszeren keresztül) Folyamatos tisztítás Leeresztés a folyékony radioaktív hulladék kezelő rendszerhez is VVER-nél két külön rendszer
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
78
Chemical and volume control system (CVCS)
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
79
Chemical and volume control system (CVCS) • Tervezési követelmények: – Tisztítás célja a primer köri korrózió és a zónán belüli lerakódások minimalizálása – Figyelembe kell venni a vegyszerek reaktivitásra gyakorolt hatását – Figyelembe kell venni gázok felhalmozódását – Szándékolatlan bórsavhígulást ki kell zárni (vagy ne okozzon elfogadhatatlan reaktivitásbevitelt)
Hamaoka, 2001 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
80
CVCS – EPR • EPR CVCS
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
81
1. sz. víztisztító rendszer – VVER-440 • Feladata: fővízköri hőhordozó részáramú tisztítása – Vízkémiai paraméterek biztosítása (alacsony korróziós sebesség) – Szennyezőanyag-mentesség biztosítása (felaktiválódás csökkentésére)
• Fővízköri forgalomnak csak töredéke (25 m3/h vs. 41000 m3/h) • Két víztisztító ág (1,2,6. és 3,4,5. hurkok) – Egy-egy regeneratív hőcserélő, utóhűtő, ioncserélő gyantaoszlop, gyantafogó – Ioncserélő: • üzemi nyomás (123 bar), • 30 m3/h névleges térfogatáram, • 1,2 m3 gyanta/ioncserélő
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
82
1. sz. víztisztító rendszer
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
83
Pótvíz és bóros szabályozás rendszere • Feladata, felépítése: – Pótvíz ellátás ága – szervezett és szervezetlen szivárgások pótlása • Termikus gáztalanítás (fővízköri hűtőközeg részáramú gáztalanítása, 1. VTből) • Regeneratív hőcserélő + utóhűtő
– Bóros szabályozás ága – primer közeg bórsav-koncentrációjának változtatásával • Tisztakondenzátum gáztalanítás • Regeneratív hőcserélő + utóhűtő
– Feladata: záróvíz adása FKSZ tömítésre – Üzemmódjai: • Normál üzemi állapot • Bórkivonási program 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
84
Pótvíz és bóros szabályozás rendszere
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
85
Primer köri főberendezések Gőzfejlesztő
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
86
Gőzfejlesztő • Gőzfejlesztő feladata: – szekunder oldali víz forralása primer köri hűtőközeggel. – hermetikusan elválasztja a radioaktív primer kört a szekunder körtől, így azonos mértékben tartozik mindkét körhöz.
• Működési elve: – a.) gázhűtésű reaktoroknál; – b.) gyakorlati megvalósítás PWR-eknél; – c.) b.)-hez képest a T értéke eltolódik, kicsit nő (bonyolult, csökken az üzembiztonság, elvi megoldás) min GF
2012.03.12.
A belépő tápvíz összekeveredik a GF szekunder oldali gőz-víz keverékkel, és bizonyos mennyiségű gőz kondenzálásával felmelegszik a GF nyomásának megfelelő telítési hőmérsékletre. min értékre gazdasági optimum adódik: TGF min TGF ↑ szükséges GF hőátadó felület ↓ GF ára ↓, de min TGF ↑ pGF ↓ a blokk hatásfoka ↓
Atomerőművek főberendezései
87
Gőzfejlesztő • Követelmények – Határfelület a primer és szekunder oldal között! – Áramlási mező megtervezése • Ne legyenek pangó térrészek (szennyeződések felhalmozódása) • Ne legyen áramlás keltette rezgés
– Hőátadó cső hozzáférhető legyen (vizsgálatokhoz, karbantartáshoz) – Monitorozás (pH és oxigén-koncentráció, szennyeződések, vízüzem) – Vízüzemi követelmények (szekunder oldal) – Megfelelő szivárgás-detektálás – Kavitáció, rétegződés elkerülése 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
88
Gőzfejlesztő Framatome 900 – Álló GF, U-csöves konstrukciójú, – nyomottvíz-telített gőz hőcserélők – a víztükör felületen viszonylag egyenletes gőzkilépés, de nagyobb gőzsebességek, ezért nagyobb „cseppelragadás”, – kétfokozatú cseppleválasztó • 130 centrifugális nedvességszeparátor • 99,5% gőztartalom
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
89
Gőzfejlesztő – EPR • • •
24 m magas! 99,75%-os gőz Axiális tápvízelőmelegítő
• • • • •
Tömege 520 t Tápvíz hőmérséklet: 230°C Főgőz-áram 2,443 kg/s Főgőz-hőmérséklet: 293°C Főgőz telítési nyomás: 78 bar
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
90
Gőzfejlesztő – VVER-440
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
91
Gőzfejlesztő – VVER-440 • GF jellemzői: – keverő tápvízelőmelegítő zóna, – alacsony a kilépő gőzsebesség a „víztükrön” keresztül (Paks: 0,1-0,5 m/s), – egyfokozatú, zsalus cseppleválasztó, – a csőköteg felett kicsi a vízszint – a gőzfejlesztő alján, ahova kiülepszik a korróziótermék iszap, nincs hőátadó cső, – a primer kollektorok felülről nyithatóak. 2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
92
Gőzfejlesztő – VVER-440 • GF műszaki paraméterei (Paks): – L 12 m – D3m – Fűtőcsövek száma: 5536 db – Fűtőcsövek mérete: 16 x 1,4 mm U acélcső – Gőztermelés: 450 t/h – Gőz nyomása: 46 bar – Gőz hőmérséklete: 260 C – Gőz nedvesség tartalma: 0,25 % – Gőztér térfogata: 30 m3 – Víztér térfogata: 40 m3 2012.03.12.
Forrás: Nukleon
Atomerőművek főberendezései
93
Gőzfejlesztő Fekvő és álló GF-k közötti eltérések • Álló GF:
• Fekvő GF:
– 600-1000 mm vastag csőfalba behengerelt, később berobbantott, és primerköri oldalról körbehegesztett, függőleges U-csöves konstrukció; – konvektív ellenáramú tápvízelőmelegítő zóna; – a kisebb víztükör • • • •
egyenletesebb gőzkilépés, nagyobb gőzsebesség, nagyobb cseppelragadás, többfokozatú cseppleválasztás szükséges,
– magasabb átlagos hőátviteli tényező [6,7 – 8,5 kW/(m2K)], – hőátadó csövek anyaga: króm-nikkel ötvözet, – a betöményedő szennyező anyagok kiülepedése döntő részben a csőfalon!!
2012.03.12.
– 70 (130)-200 mm vastag gyűrűbe, a kollektorcső falának teljes hosszán berobbantott, újabban behengerelt, és primerköri oldalról körbehegesztett, vízszintes U-csöves konstrukció, – keverő tápvízelőmelegítő zóna, – nagyobb víztükör • • • •
egyenetlen gőzkilépés, kisebb gőzsebesség, kisebb cseppelragadás, egyfokozatú cseppleválasztás,
– VVER-440 GF: alacsonyabb átlagos hőátviteli tényező [4,7 kW/(m2K)], – VVER-1000 GF-nél az átlagos hőátviteli tényező 6,1 kW/(m2K), – hőátadó csövek anyaga: rozsdamentes ausztenites acél, – a betöményedő szennyező anyagok kiülepedése döntő részben a tartály fenekén.
Atomerőművek főberendezései
94
Felhasznált források • NAÜ safety guide-ok • NAÜ – Basic Professional Training Course on Nuclear Safety • PA oktatási anyagok • US EPR dokumentáció (NRC) • KAERI – Nuclear Power Reactor Technology
2012.03.12.
Atomerőművek főberendezései
95