Atomerőművi konténmentek tervezése Atomerőművek Boros Ildikó, BME NTI 2011. február 24.
Tartalom – Konténmentek tervezési követelményei – Konténmentek típusai
2011.02.24.
Atomerőművek főberendezései
2
A konténment A reaktort és annak közvetlenül kapcsolódó rendszereit, rendszerelemeit körülvevő építmény, amelynek az a funkciója, hogy bármely tervezett üzemállapot esetén megakadályozza a radioaktív anyagok környezetbe jutását.
2012.03.12.
3
A tartalom • Konténment tervezése: – Tervezési alap: • • • •
Funkciók Követelmények Paraméterek Szabványok
– A konstruktőr kreativitása, típusok, – A műszaki megoldások diszkussziója – Az egyéb körülmények hatása a konténment konstrukciójára (ipari környezet, logisztikai problémák)
2012.03.12.
4
A tervezési alap: funkciók – A technológiának alárendelt: • technológia befoglaló és tartószerkezet, • térbeli szétválasztás, szeparáció • környezeti körülmények biztosítása
– Önálló konténment funkciók: • üzemzavar lokalizáció/visszatartás (hűtő, nyomáscsökkentő, lokalizáló, izoláló, szellőző rendszerek), • külső hatásoktól és belső veszélyektől való védelem, • biológiai védelem
2012.03.12.
5
A tervezési alap: megfelelőségi kritériumok • • • • •
Szivárgási érték By-pass szivárgás (lehetősége, mértéke) Kibocsátási jellemzők Dózisok A konténment rendszerek megfelelőségi kritériumai: nyomáscsökkentés, szellőzés, izolálás, stb.
A konténment rendszerek: • megbízhatósága (egyszeres hibatűrés) • környezetállósági minősítése • Karbantarthatósága és kollektív dózisok • Hozzáférhetőség • • • •
Kezelői beavatkozás kényszere (grace time) Rendszerek megosztása a blokkok között Öregedés Leszerelhetőség
PSA (1+ illetve 2) már a tervezés fázisában 2012.03.12.
6
A tervezési alap: követelmények és megfelelőségi kritériumok A konténment elrendezését, térkiosztását az alábbi szempontok szerint kell tervezni: • A primerkör optimális elhelyezése, természetes cirkuláció kialakulásának biztosítása • A biztonsági rendszerek térbeli szétválasztása • A személyzet számára a hozzáférés biztosítása • A belső szállítás biztosítása • A technológia biológiai árnyékolás/védelem szempontjából történő optimális diszpozíciója • Az átvezetések és áthatások felülvizsgálatokat teszteket lehetővé tevő, kedvező elhelyezése • A nyomáscsökkentő rendszer hatékonyságát biztosító térkialakítás, a konténmenten belüli szabad áramlás, nyomáskiegyenlítődés biztosítása • A belső terek számának csökkentése a nyomáskülönbségek kialakulásának minimalizálása, a hidrogén egyenletes eloszlásának, keveredésének biztosítása céljából
2012.03.12.
7
A biztonsági funkciókat az építészeti funkciók kielégítésével biztosítjuk 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7.
8.
2012.03.12.
a technológiai rendszerek vagy rendszerelemek befogadása térelhatárolás fizikai védelem biológiai védelem bevonatok, szigetelések és burkolatok védelmi funkciói, dekontaminálhatóság nyomáshatárolás biztonsági funkciót ellátó technológiai berendezéseknél a biztonsági funkció betöltésének elősegítése, vagy a berendezés szerkezeti alátámasztásának biztosítása (tartószerkezeti funkció) árnyékolás/védelem biztosítása a biztonsági funkcióval rendelkező berendezések részére
9. méretezett hatású tűzgát az erőmű felé haladó, vagy onnan induló tűz megakadályozására, vagy terjedésének lassítására (tűzgátlás) 10. hűtővíz biztosítása a blokk leállítása esetén 11. repülő tárgyak elleni védelem 12. biztonsági funkcióval nem rendelkező berendezés szerkezeti alátámasztása, vagy a berendezés működésének elősegítése oly módon, hogy ezen szerkezet meghibásodása valamilyen más előírt biztonsági funkció teljesülését akadályozná meg (közvetett biztonsági funkció) 13. elárasztás elleni védelem belső vagy külső áradásos eseményeknél 14. szűrt és szűrés nélküli gázok kibocsátási útvonalának biztosítása 15. vízellátás, tározás és elvezetés biztosítása 16. szivárgásvédelem
8
A tervezési alap: követelmények •
A „saját” technológiai igények figyelembevétele: – – – – – –
•
Külső és belső környezeti hatások figyelembevétele – – – – –
•
Repülő tárgy HELB Földregés Nehéz teher leesése egyéb
• • • • • •
Szivárgási ráta Maximális nyomás Maximális hőmérséklet Koncentrációk Koncentrációk Megengedett dózisteljesítmények
• • • •
Repülő tárgy adatai, röppálya Törési helyek, hatások Földrengés input Terhek, ütközési paraméterek
•
Berendezés és csővezeték adatok
•
Komponens méretek, diszpozíció
Technológiából eredő hatások figyelembevétele –
•
Tömörség Nyomástartás A konténment „energetikája” A radioaktív anyagok visszatartása A robbanó/gyúlékony közegek kezelése Biológiai védelem
Súly- és reakcióerők
Belső térkialakítás – –
2012.03.12.
Hozzáférhetőség Nagy komponensek cserélhetősége
9
A tervezési alap: paraméterek LOCA esetén : – Tömeg és energia kiáramlás a rendszerből a konténmentbe (mennyiség-idő); – Hőátadás a konténment szerkezete és a technológia között; – Mechanikai terhek; – Radionuklidok kibocsátása a konténmentbe; – Radionuklidok kijutása a konténmentből; – Robbanó gázelegy képződés.
2012.03.12.
10
A tervezési alap: paraméterek • Tartószerkezetként: hasznos teher (csővezetékek, komponensek, stb.) • Nyomástartóként, a szabványok által előírt, pl. a nyomáspróba érték • Természeti eredetű veszélyek: – Földrengés és következményei – Szélsőséges meteorológiai jelenségek (tornádó)
• Emberi tevékenység okozta veszélyek: – Közlekedés • Közúti balesetek • Repülőgép lezuhanás
• Ipari tevékenység: – Robbanások, tüzek
• Katonai tevékenység 2012.03.12.
11
Milyen valószínűségű eseményeket veszünk figyelembe?
2012.03.12.
12
Példák a konténment tervezési alapjában szereplő adatokra, paraméterekre
2012.03.12.
13
Seismic Hazard Curve Veszélyeztetettségi görbe PGA 1,0E+00 S=0.5
85% percentil 50% percentil mean (átlag)
1,0E-01
súlyozott átlag 15% percentil ARUP b.e.
éves meghaladási gyakoriság
1,0E-02
1,0E-03
1,0E-04
1,0E-05
1,0E-06
1,0E-07
1,0E-08 0,01
0,1
1
gyorsulás (g)
2012.03.12.
14
Uniform Hazard Response Spectra UHRS (súlyozott átlag)
1,8 1.000.000 év 1,6
5% csillapítás sigma=0.5
100.000 év ARUP 100e 10.000 év ARUP 10e
1,4
Gyorsulás (g)
1,2
1,0
0,8
0,6
0,4
0,2
0,0 0,01
0,1
1
10
Fundamentális periódus (s)
2012.03.12.
15
Repülőgép rázuhanás – terhelési görbe 90 80 70
p (mbar)
60 50 40 30 20 10 0 0
50
100
150
t (m s) 2012.03.12.
16
SANDIA teszt
SANDIA teszt
SANDIA teszt
2011.02.24.
Atomerőművek főberendezései
20
Comparative Size of Targets
WTC 208’ wide 1,353’ tall
Containment Building 130’ wide 160’ tall Spent Fuel Pool 80’ wide 40’ tall
Pentagon 1,489’ wide (921’ per side) 71’ tall
Dry Casks 10’ wide 20’ tall (12 depicted)
Robbanás terhelési görbe
120 100
dp, mbar
80 60 40 20 0 0
100
200
300
400
t, ms 2012.03.12.
22
Minimum hőmérsékletek
Maximum hőmérsékletek
2012.03.12.
23
Mértékadó extremumok A mértékadó hőmérsékleti extrémumokat a Paksi Atomerőmű környezetében az alábbiak szerint lehet összefoglalni. 10.000 éves visszatérési idejű statisztikailag prognosztizált értékek (Gumbel, illetve Weibul eloszlást feltéve) – –
Hőmérséklet maximum: 40 C, illetve 41 C Hőmérséklet minimum: -28 C, illetve -29 C
Ezzel szemben az eddig észlelt értékek: 39 C -30 C
– –
Hőmérséklet maximum: Hőmérséklet minimum:
– –
tervezési szélsebesség (0,02 eset/év gyakorisággal): 33 m/s, maximális méretezési szélsebesség (10-4 eset/év gyakorisággal): 48,8 m/s.
A széllökés várható értéke, m/s ± SD
2012.03.12.
max.
Paks
Baja
Kecskemét
Szeged
Szarvas
50,4±7,4
39,5±3,3
46,1±5,6
50,6±3,5
77,1±10,5
24
Baleseti terhek LEVEL 2 PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT MODEL FOR PAKS NUCLEAR POWER PLANT Attila BAREITH, Gabor LAJTHA, Zsolt TÉCHY, VEIKI INSTITUTE FOR ELECTRIC POWER RESEARCH
József ELTER, PAKS NUCEAR POWER PLANT LTD International Workshop On Level 2 PSA and Severe Accident Management, Cologne, Germany 29th to the 31st of March 2004
2012.03.12.
25
in-vessel
ex-vessel PDS_05C no recovery,
9.00E+05
3.00E-01
8.00E+05 P-AICC
2.50E-01
Pload
7.00E+05
DDT(50%)
6.00E+05
2.00E-01
H2ave O2ave
5.00E+05 1.50E-01 4.00E+05 3.00E+05
Concentration (-)
Pressure Load (Pa)
P
1.00E-01
2.00E+05 5.00E-02 1.00E+05 0.00E+00 1.23E+05
1.20E+05
1.16E+05
1.12E+05
1.09E+05
1.05E+05
1.02E+05
9.80E+04
9.44E+04
9.08E+04
8.72E+04
8.36E+04
8.00E+04
7.64E+04
7.28E+04
6.92E+04
6.56E+04
6.20E+04
5.84E+04
5.48E+04
5.12E+04
4.76E+04
4.40E+04
4.04E+04
3.68E+04
3.32E+04
2.96E+04
2.60E+04
0.00E+00
Idő (s)
Calculated Pressure Load Due to Hydrogen Burn (PDS_05C sequence: 11 mm LOCA with loss of ECC and secondary heat removal) 2012.03.12.
26
Containment Failure due to Hydrogen Burn • Determination of the probability of Ignition – • probability of ignition depends on the existence of igniting sources and also on the hydrogen concentration, duration of different hydrogen concentrations (recombiner)
• Determination of the probability of pressure load PDS_05C In-vessel PAR ignition (from 10vol%, ignition: 1800 s, 20 vol%)
G(p) 1
g(p) 3.50E-02
0.9 3.00E-02 0.8 g(p)
2.50E-02
Probability
0.6 2.00E-02 0.5 1.50E-02 0.4 0.3
Probability density
G(p). 0.7
1.00E-02
0.2 5.00E-03 0.1 0 1.50E+05
2.00E+05
2.50E+05
3.00E+05
3.50E+05
4.00E+05
4.50E+05
0.00E+00 5.00E+05
Pressure (bar)
2012.03.12.
27
Containment Failure nodal question for containment failure due to hydrogen burn
Joint treatment of containment loads and fragility curves Density function of the pressure load probability: f(p), distribution function: F(p). The probability of the containment damage is described by the fragility curve: Frag(p) = P(pfail < p) The Containment Failure Probability for the entire load pressure range is CFP = integral dp f(p) Frag(p) = integral dp f(p) • integral dp` frag(p`)
1
0,3
PDS_05C Load and Fragility
0,9
Load Distribution
Load (G(p) and Fragility(f(p)
0,8
0,25 Containment Failure Probability CFP= 0,23
Containment Fragility DensityFunction
0,7 0,6
0,2
Conv. Int Value (Numerical integral) 0,15
0,5 0,4
0,1 0,3 0,2
0,05
0,1 0 1,5
1,7
1,9
2,1
2,3
2,5
2,7
2,9
3,1
3,3
0 3,5
Pressure (bar, overpressure)
2012.03.12.
28
Konténment funkció elvesztése
Mode a: steam explosion in the vessel or reactor pit, inducing loss of containment integrity in the short term; Mode b: initial or fast-induced loss of integrity; Mode g: hydrogen explosion; Mode d: slow over pressurization; Mode e: basemat melt-through by the corium.
2011.02.24.
Atomerőművek főberendezései
29
Átolvadási teszt
2012.03.12.
30
Konténment típusok
PWR konténment típusok
2012.03.12.
22
32
BWR konténment típusok
2012.03.12.
23
33
PWR teljes nyomású száraz konténment
2012.03.12.
34
PWR teljes nyomású kettős konténment
2012.03.12.
35
Jégkondenzátoros konténment
2012.03.12.
36
Jégkondenzátoros konténment
2012.03.12.
37
Buborékoltató kondenzátoros konténment
2012.03.12.
38
AP-600 „passzív” konténment
2012.03.12.
39
Konténment nyomáscsökkentő rendszer (EPR)
2012.03.12.
40
BWR passzív konténment (SWR1000)
2012.03.12.
41
SWR Emergency Condensers The emergency condensers serve to remove heat from the reactor upon a drop in RPV water level. The tubes of the emergency condensers are submerged in the core flooding pools and are filled with water when the water level in the RPV is normal. If reactor water level should drop, the water drains from the tubes. Steam from the reactor then enters the tubes and condenses, the resulting condensate flowing by gravity down into the RPV. The emergency condensers come into action automatically without any need for electric power or switching operations.
Containment Cooling Condensers If the containment temperature should rise due to a release of steam into the drywell atmosphere, the containment cooling condensers remove heat from the containment to the water of the shielding/storage pool located above it. These components require neither electric power nor switching operations to begin functioning.
Core Flooding System When reactor pressure has been sufficiently reduced by depressurization, water from the core flooding pools flows by gravity down into the RPV through flooding lines equipped with self-actuating check valves.
Passive Pressure Pulse Transmitters The passive pressure pulse transmitters are small heat exchangers that operate according to the
same principle as the emergency condensers. Upon a drop in reactor water level, pressure builds up on their secondary sides. This pressure is then used to initiate safety-related switching operations (for reactor scram, automatic depressurization and containment isolation at the main steam lines), without any need for electric power or I&C signals.
2012.03.12.
42
Konténment nyomáscsökkentő rendszer
Inherens nyomáscsökkentő tulajdonságok: • Nagy térfogat • Kiterjedt külső és belső falazat VVER-440/213 jellemzők
2012.03.12.
43
AP-600 konténment szélcsatorna kísérlet
2012.03.12.
44
AP-600 konténment teszt
2012.03.12.
45
SANDIA teszt Researchers map cracks on the surface of a 70-ft.high prestressed concrete containment vessel (PCCV) in preparation for a test, during which the structure will be subjected to increasing gas pressure until it fails. The PCCV, built during the last three years at a remote Sandia test area, is a 1/4-scale model of a containment vessel at an operating nuclear power plant in Japan.
2012.03.12.
46
2011.02.24.
Atomerőművek főberendezései
47
VVER-440/230
2012.03.12.
48
VVER-440/213 lokalizációs torony (Paks)
KoNET, PWR
Yamaji Bogdán, BME NTI
49
2011.02.24.
Atomerőművek főberendezései
50
2012.03.12.
51
EPR
2012.03.12.
52
