VGB POWERTECH 5 (2021) - International Journal for Generation and Storage of Electricity and Heat

Residual Heat Removal Line (Redundancy)
VGB PowerTech 5 l 2021
Safety-related residual heat removal chains for pressure water reactors
Development of safety-related residual
heat removal chains from german
technology pressure water reactors
(light and heavy water)
Franz Stuhlmüller and Rafael Macián-Juan
Kurzfassung
Entwicklung von sicherheitstechnischen
Nachwärmeabfuhrpfaden für
Druckwasserreaktoren deutscher
Technologie (Leicht- und Schwerwasser)
Die auf Entwicklungen in Deutschland basierenden
Druckwasserreaktor-KKW für angereicherten
Brennstoff (PLWR) einerseits und für
Natururan (PHWR) andererseits sind in ihrer
Basiskonzeption weitgehend identisch. Ein
markanter Unterschied besteht jedoch im Umfang
der Reaktorhauptsysteme. Während diese
beim PLWR nur aus dem Reaktorkühl- und dessen
Druckhalte- und Abblasesystem bestehen,
kommt beim PHWR noch das Moderatorsystem
hinzu, das im Leistungsbetrieb der Anlage den
Moderator (Schwerwasser) permanent zu kühlen
hat. Dieses verfahrenstechnische System
wird in Zweitfunktion als innerstes Glied der
sicherheitstechnisch wichtigen Nachkühlkette
zur Wärmeabfuhr nach dem Abschalten des Reaktors
verwendet. Während man beim PLWR –
auch für die neuesten Anlagen – sowohl zum
Abkühlen nach planmäßiger Abschaltung als
auch zur Beherrschung der überwiegenden
Zahl anzunehmender Störfalle in der ersten
Zeit nach Schadenseintritt auf die weitere Bespeisung
der Dampferzeuger angewiesen ist,
wurde für den PHWR die Möglichkeit geschaffen,
die Reaktorkühlung von Anfang an allein
über die Nachkühlkette durchzuführen.
Anhand der Statusprojekte beider Kraftwerkslinien
dokumentieren sich nicht nur deren Einheitengrößen-Wachstum,
sondern auch die
Entwicklungs-Schritte ihrer Nachkühlketten-
Technologie, die hier aufgezeigt wird. l
Authors
Franz Stuhlmüller
External Scientific Associate at the Chair for
Nuclear Technology
Technical University of Munich
Prof. Rafael Macián-Juan, PhD
Head of the Chair of Nuclear Technology
Technical University of Munich
Munich, Germany
Development of Safety-related Residual Heat
Removal Chains from German Technology
Pressure Water Reactors I Franz Stuhlmüller
Introduction
The Nuclear Power Plants (NPPs) with
Pressure Water Reactor for enriched fuel
(PLWR, Pressurized Light Water Reactor)
and for natural uranium (PHWR, Pressurized
Heavy Water Reactor), developed in
Germany, are largely identical in their basic
design. However, there is a striking difference
in the scope of the main reactor
systems. While in PLWR these only consist
of Reactor and Reactor Coolant System including
Pressurizer and Pressurizer Relief
Tank, in PHWR the Moderator System is
added. In power operation of a PLWR, the
entire thermal reactor power is transferred
to the water/steam cycle via the Steam
Generators. In PHWR, on the other hand,
part of the power (approx. 10 %) has to be
removed – at a lower temperature level –
from the moderator, which is spatially separated
from the main reactor coolant within
the Reactor Pressure Vessel, but is kept
at the same pressure via function-related
Reactor
2 1 1 1 1
2 2 2
3 3 3 3
4 4 4 4
5 5 5 5
Heat Sink
compensating openings. This portion of
power is used to preheat the feed water before
it enters the Steam Generators. The
Moderator System installed for this purpose
can also be used in a second function
as the inner link in the Residual Heat Removal
Chain (RHRC) for cooling the reactor
after it has been switched off. In PLWR
the analog system is operated exclusively
for the removal of residual heat from the
reactor and, if necessary, the fuel pool. In
the following, the development of the
RHRC of both NPP lines is shown and the
main differences between both NPP-types
in this regard are explained by comparing
the most recently erected plants, DWR
1,300 MW (KONVOI) and Atucha 2.
Residual heat removal chain,
structure and terms
F i g u r e 1 shows the basic structure of the
three-part RHRC using the example of a
plant with four cooling lines, as is the case
Residual Heat Removal Chain
1
2
3
4
5
Residual Heat Removal Pump/
Moderator Pump
Residual Heat Exchanger/
Moderator Cooler
Component CoolingPump/
RHR Intermediate Cooling Pump
Component Cooling
Heat Exchanger/
RHR Intermediate Cooling
Heat Exchanger
Secured Service Cooling
Water Pump
Fig. 1. Residual Heat Removal from the Reactor; Definition of “System” (or “RHR link”),
“Sub-System”, “RHR Line” and “RHR Chain”.
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