CN1195419A - 核电厂内安全壳气氛惰性化与通风的设备和方法 - Google Patents

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Abstract

一种核电厂内反应堆安全壳气氛惰性化和通风的设备与方法。当在核电厂安全壳(8)内产生氢时,它的安全壳气氛(CA)必须惰性化。为了在此类惰性化过程中避免安全壳(8)内压力升高,本发明提供了一种设备和一种方法,它们能同时排出安全壳气氛(CA)(通风)。为此按本发明设一可逆式放射性截留装置(4、4′),它允许安全壳气氛(CA)通风,与此同时没有放射性物质排放到周围环境中去。以此方式可以在作为已采取的预防性措施的情况下进行核电厂安全壳(8)的惰性化,所以显著提高了核电厂设备的安全性。

Description

核电厂内安全壳气氛 惰性化与通风的 设备和方法
本发明涉及一种核电厂内反应堆安全壳气氛的惰性化与通风的设备。本发明还涉及运行此类设备的方法。
在核电厂发生故障或事故时,例如由于堆芯发热可能发生锆氧化,必须考虑到在围绕着反应堆堆芯的安全容器或安全壳内部生成并释放出氢气。因而可能在安全壳内形成爆炸性混合气。
为防止在核电厂安全壳内生成这类爆炸性混合气,讨论了各种设备或方法。在设备方面例如有催化复合器、催化和电动的点火系统或上述两种设备的组合,在方法方面有持续的或事后的安全壳惰性化方法。
为了核电厂安全壳惰性化,可向安全壳输入非活性气体,例如氮(N2)或二氧化碳(CO2)作为惰性化介质。在一种方案中,为了惰性化可通过分路的喷嘴系统或通过帝整体式油烧嘴或气烧嘴的蒸发器装置的传统的供气系统实施液化气的供入。另一种方案以供入液化气为基础,其中,由于安全壳气氛汽化能不足,所以在安全壳内也设向水池内的供给装置。例如由德国专利文件DE 4421601C1公开了一种用于使核电厂安全壳内的气氛惰性化的设备。
向安全壳内输入惰性化介质可能导致安全壳内部的压力升高。这种压力升高即使在已预惰性化的安全壳内,尤其在单位锆质量高和安全壳体积小的上述安全壳内也会发生。这就有可能需要通过排放安全壳气氛(通风)使安全壳卸压。然而在安全壳气氛内通常含有放射性物质,例如惰性气体、碘或气溶胶,在通风时这种物质会进入核电厂周围环境中去。因此,在故障状态这种使核电厂安全壳气氛通风的原理,由于在安全壳气氛内含有这种物质所以是不予以考虑使用的。
因此本发明的目的是提供一种设备,借助于这种设备可以在安全和不造成核电厂周围环境负担的情况下实施核电厂安全壳气氛的惰性化和通风。此外,为了运行此类设备还应提供一种特别恰当的方法。
按本发明为达到此目的通过一可逆式放射性截留装置,连接在安全壳上的惰性化介质输入管和连接在安全壳上的安全壳气氛排放管共同经由它延伸,或将它连接在一根与安全壳相连的用于输入惰性化介质和排放安全壳气氛的管中。
虽然例如由德国公开文件DE 3637795A1已知在核电厂内使用放射性截留装置,但是它只是规定用于核电厂安全壳的卸压。从安全壳排出的安全壳气氛交替地流过放射性截流装置。包含在安全壳气氛内的放射性物质,例如惰性气体、碘或气溶胶在设于放射性截留装置内的吸附材料上被滞留并暂时得以储存。在吸附材料作此类吸附后和在放射性物质决口前,亦即此物质释放到周围空气中之前,放射性截留装置改变运行模式,从现在起惰性化介质沿反方向流过此放射性截留装置。此时被滞留的放射性物质脱离吸附材料并与惰性化介质一起回填入安全壳内。因此安全壳气氛可以惰性化或可以获得惰性,与此同时保证安全壳卸压。在任何时刻都可靠地避免了放射性物质向周围环境的排放。此外,由于使用可逆式放射性截留装置避免产生附加的废物,例如形式上为堵塞的滤框。惰性化介质可例如是氮(N2)、CO2、蒸汽或另一种不起氧化作用的气体。
11连接在安全壳上的惰性化介质的输入管及连接在安全壳上的安全壳气氛排放管共同经由可逆式放射性截留装置,该装置最好包括一个可绕轴线旋转地支承着的滤框。这样一种设计为再生轮式的放射性截留装置可以在连续再生中工作。排放管和输入管经放射性截留装置上不同的空间部位引入,为了使在排放管内和在输入管内流动的气流相互密封,最好选用耐放射性和不可燃的密封材料。因此通过使放射性截留装置旋转,可做到使放射性截留装置的每个分区有选择地用排出的含放射性物质的安全壳气氛充填,并通过沿反方向流过它的惰性化介质再生。
作为特别适合用于滞留惰性气体的吸附材料,放射性截留装置最好有活性炭、分子筛和/或沸石。吸附材料最好有至少1000m2/m3的内部置换表面。
沿安全壳气氛的流动方向,最好在放射性截留装置的上游或下游,连接一气溶胶分离器和/或碘吸附器。
为了能特别有助于吸附材料的再生以及因此使放射性截留装置达到特别长的使用寿命,沿惰性化介质流动方向,在放射性截留装置的上游,最好连接一过热器。此过热器可以例如是一个水能储存器,或也可以是高温干燥室。但也可设想其他加热装置或抽成真空的装置。此外由于因此而可达到的惰性化介质的过热,可以保证仅仅是干燥的惰性化介质流过放射性截留装置。这种干燥的惰性化介质对放射性截留装置的再生产生特别有利的作用。此外,最好设一控制器,用于调整惰性化介质进入放射性截留装置前的温度。
为了能特别有效地避免安全壳内的压力升高,惰性化介质最好含水蒸汽。输入安全壳的过热水蒸汽在安全壳内冷凝。这种冷凝导致安全壳内压力降低。因此,尤其是与一个最好附加设置的与排放管连接的抽吸装置相结合,可以达到持久性地保持安全壳内的负压。这样一来,特别可靠地避免了放射性物质排放到周围环境中去。这种抽吸装置可非常高效地使用于有漏泄的不密封的安全壳。在这种情况下惰性化介质可仅仅由水蒸汽组成,或除水蒸汽外还包括其他物质,例如氮(N2)或二氧化碳(CO2)。
为了做到安全壳与周转环境隔绝并因而可靠地避免放射性物质排放到环境中去,最好在输入管中连接一自动关闭的关闭器。这种自动关闭的关闭器可例如通过弹簧力或重力关闭。在输入惰性化介质时,惰性化介质的压力克服弹簧力或重力打开关闭器,所以惰性化介质可以流入安全壳内。
按本发明,为了达到上述有关在核电厂内安全壳气氛惰性化和通风的方法方面的目的,采取的措施是,使可逆式放射性截留装置交替地流过一种要输入安全壳的惰性化介质和从安全壳排出的安全壳气氛。
在有利的进一步改进中,包含在排出的安全壳气氛内的放射性物质沉积在放射性截留装置内,并在惰性化介质随后流过放射性截留装置时将其送回安全壳中。在这种情况下此放射性截留装置可以例如按再生轮原理连续工作,或可以例如借助于转换装置和逆流再生不连续式工作。
为保证放射性截留装置特别有效地再生,调节惰性化介质进入放射性截留装置前的温度。在这种情况下特别有利的是此惰性化介质过热成使之干燥。
采用本发明获得的优点主要在于,通过可逆式放射性截留装置在任何时刻都可以将惰性化介质输入核电厂安全壳内,不会发生在安全壳内不可允许的压力升高。因此这种安全壳的惰性化不会伴随有通常与安全壳内压力升高相关的缺点。这种惰性化可以非常灵活地使用,并也可以作为预防性措施。因此,不仅在故障或事故状态下,而且也可以即使在核电厂状态与正常状态只有微小偏离的情况下显著提高整个设备的安全性。
下面借助于附图详细说明本发明的实施例。其中表示:
图1是在具有放射性截留装置的核电厂内安全壳气氛的惰性化和通风的设备;以及
图2是在具有旋转式放射性截留装置的核电厂内安全壳气氛惰性化和通风的另一种设备。
在两个图中相同的部件用同一附图标记表示。
在没有详细表示的核电厂内按图1的用于安全壳气氛CA惰性化和通风的设备1包括一根管2,此管内连接一放射性截留装置4。可借助于阀门装置5关闭的管2,一方面经穿墙装置6与核电厂反应堆安全容器或安全壳8内部连接,另一方面与形式上为三通阀的导流装置10连接。在导流装置10内,管2分叉为惰性化介质I的输入管12和安全壳气氛CA的排放管14。
输入管12与惰性化介质I的贮罐18相连,在输入管12中连接有一个作为过热器的设有用于温度控制的控制器15的热交换器16。排放管14以其设计为文氏清净器的那一端20通入一设计为碘和/或气溶胶分离器的容器22内,容器22的上部有一滤框24。经由滤框24在容器22出口侧连接一排气管26,后者最好通过一图中未表示的抽气装置通入烟囱27中。此外,在与容器22并联的管路中,排放管14经一可借助于阀28关闭的旁通管29与排气管26连接。
放射性截留装置4有一些过滤嵌装件30,图1中表示了其中的两个。每一个过滤嵌装件30在其表面有吸附材料A。
在需要安全壳气氛CA惰性化的情况下,首先在贮罐18中水位32以下以液态形式存在的惰性化介质I,借助于加热器34部分汽化。在这里,惰性化介质I可涉及例如氮(N2)、二氧化碳(CO2)、水或它们的混合物。汽化的惰性化介质I经输入管12流向导流装置10,在这一过程中它流过热交换器16。惰性化介质I在热交换器16中过热。热交换器16可以是一种有源加热的加热元件,或也可以是一种持续加热的蓄热能器(高温干燥室)。
为了将因此成为过热的惰性化介质I′输入安全壳8内,通过导流装置10打开输入管12去管2的通道,过热的惰性化介质I′就经管2供入放射性截留装置4。过热的惰性化介质I′在放射性截留装置4内流过过滤嵌装件30,然后经过管2和穿墙装置6进入安全壳8内部,在那里过热的惰性化介质用于使安全壳气氛CA惰性化。
在输入安全壳8内的过热的惰性化介质I′达到一个需要降压的量之后,通过导流装置10关闭输入管12与管2之间的通路,并打开排放管14与管2之间的通路。在导流装置10的这一状态下,安全壳气氛CA可以通风,换句话说安全壳气氛CA可以排放。在这种情况下从安全壳8排出的安全壳气氛CA流过放射性截留装置4和它的过滤嵌装件30。在安全壳气氛CA内所含的放射性物质,例如惰性气体,通过吸附在过滤嵌装件30上而被滞留。现在,经过滤的安全壳气氛CA′(如箭头所示)流入设计为碘和气溶胶分离器的容器22。通过管14设计为文氏清净器的端部20与滤框24的配合作用,从安全壳气氛CA′中除去碘和/或气溶胶。此因此得到进一步净化的安全壳气氛CA″,便可以经烟囱27排放到周围环境中去。
在以此方式在安全壳8内部达到足够的压力平衡后,在另一个步骤中重新向安全壳输入惰性化介质I。为此,借助于导流装置10关闭管2与排放管14的通路,并与此同时打开管2与输入管12的通路。因此,过热的惰性化介质I′现在重新输入安全壳8内部,并在此过程中再次流过放射性截留装置4和它的过滤嵌装件30。在流过过滤嵌装件30时,惰性化介质I′溶解吸附在它们上面的物质并将此物质送回安全壳8内。采用这样一种交替并因而使设备1间歇式地运行,即使在安全壳8通风时也可靠地避免了放射性物质的向外排放。
在用于安全壳气氛CA惰性化和通风的按图2所示的另一种设备1中,惰性化介质I的输入管12以及安全壳气氛CA的排放管,分别通过穿墙装置40或41与安全壳8内部相连。在此实施形式中,其中连接有作为过热器的热交换器16的输入管12,同样与惰性化介质I的贮罐18连接。排放管14通过设计为碘和气溶胶分离器的容器22与烟囱27相连。
在此实施形式中,输入管12和排放管14经由一公共的可逆式放射性截留装置4′导引。在这里,放射性截留装置4′设计为再生轮。它包括一个可绕轴线50旋转地支承着的滤框52,后者仍有一种吸附材料A。
此放射性截留装置4′可以连续运行。在这种情况下从安全壳8排出的安全壳气氛CA流过滤框52位于排放管14所在区域内的部分。滤框52只有这一部分才吸收包含在安全壳气氛CA内的放射性物质。经过滤的安全壳气氛CA′接着类似于按图1的实施例流入设计为碘和/或气溶胶分离器的容器22。
通过滤框52绕轴线50旋转,滤框52中吸附有放射性物质的部分离开排放管14的区域,并代之以滤框52中未吸附有放射性物质的部分。滤框52的分区通过耐放射性和不可燃的密封材料互相密封。
由于滤框52绕轴线50旋转,滤框52吸附有放射性物质的部分到达惰性化介质I输入管12的所在区内。在此区域中这一部分被在热交换器16内过热的并要输入安全壳8的惰性化介质I′流过。在这种情况下吸附的放射性物质脱离滤框52并被送回安全壳8内。因此滤框52的每一个部分连续地吸附放射性物质和重新再生。滤框52吸附和再生的过程在放射性截留装置4′内平行和同时进行,所以此放射性截留装置4′可以连续运行。其结果是在任何时刻均排除了安全壳8内过压升高的可能性,所以这种安全壳8的惰性化特别灵活并也可在任何时刻作为预防性措施。
在按图2的实施例中规定储存在贮罐18内的惰性化介质I是水。水I借助加热器34完全或部分汽化。经输入管12流入放射性截留装置4′的水蒸汽D在热交换器16中被过热,所以可以特别有效地使滤框52中被它流过的部分再生。输入的水蒸汽D在安全壳8内冷凝。由此通过区域K表示的冷凝水导致在安全壳8内压力下降或成为负压。以此方式尤其与烟囱27相结合,可以持续地保持安全壳8内的负压。由于保持这样的负压,即使是一种不密封的安全壳8或有漏泄时,也能可靠地避免放射性物质排放到周围环境中去,因为如图2用箭头L所示的那样漏泄物将仅仅是流入安全壳8。
在放射性截留装置4′上可以平行于输入管12连接另一根用于输入另一种惰性化介质I2的输入管54。此惰性化介质I2可以是氮(N2)或二氧化碳(CO2)。采用这种布置可以借助于水蒸汽D和惰性气体I2的混合物来使滤框52再生。
放射性截留装置4或4′的每一种滤框30、52最好能有活性炭和/或分子筛作为吸附材料A。其中,均匀分布的吸附材料有至少1000m2/m3的内部置换表面。为了特别有效地使滤框30或52再生,可控制输入的惰性化介质I′、I2的温度。这种温度控制可例如借助于控制器15通过调整热交换器16来进行,或也可用没有进一步说明的方式通过将在输入管12内流动的气流再分成一些分流来实现,其中只有一个分流经热交换器16流动,接着这一分流重新与其它的一些分流混合。
按图1和2的实施例,放射性截留装置4、4′设在安全壳8的外部,但也可选择将其设置在安全壳8的里面。
为保证安全壳8的可靠封闭并因而可靠地避免放射性物质排放到周围环境中去,输入管12在其通过安全壳8的穿墙装置6或40后设自动关闭的关闭器60、60′。后者例如被惰性化介质I′、I2的输入压力在克服弹簧力或重力的情况下打开。因此在发生故障或输入惰性化介质I′、I2结束时,安全壳8按“失效保护(Fail Safe)”原理相对于周围环境封闭起来。
采用这样的设备1或1′任何时刻都可以在通风的同时实施安全壳气氛CA的惰性化。因为避免了在安全壳8内部的过压升高,所以这种惰性化可以在任何时刻进行。因此惰性化可以按“放气(Blow-down)”或按其他准则例如“H2浓度过高”、“堆芯水准过低”进行,或也可作为预防性措施,因为根本不用担心会有放射性物质排放到周围环境中去。此外,安全壳气氛CA的惰性化可以短时地并即使在重要系统发生故障时(电站关闭)进行。

Claims (15)

1.一种核电厂内反应堆安全壳气氛(CA)惰性化和通风的设备,其中,在安全壳(8)上连接有惰性介质(I)输入管(12)和安全壳气氛(CA)的排放管(14),它们通过一公共的可逆式放射性截留装置(4′)导引。
2.按照权利要求1所述的设备,其特征在于:放射性截留装置(4′)包括一个可绕轴线(50)旋转支承的滤框(52)。
3.一种核电厂内反应堆安全壳气氛惰性化和通风的设备,其中,在安全壳(8)上连接有用于惰性化介质(I)输入和用于安全壳气氛(CA)排放的管(2),在管(2)中连接一可逆式放射性截留装置(4)。
4.按照权利要求1至3之一所述的设备,其特征在于:放射性截留装置(4、4′)有活性炭和/或分子筛作为吸附材料(A)。
5.按照权利要求1至4之一所述的设备,其特征在于:放射性截留装置(4、4′)的吸附材料(A)有至少1000m2/m3的内部置换表面。
6.按照权利要求1至5之一所述的设备,其特征在于沿安全壳气氛(CA)的流动方向连接在放射性截留装置(4、4′)上游或下游的气溶胶分离器(22)。
7.按照权利要求1至6之一所述的设备,其特征在于:沿惰性化介质(I)的流动方向在放射性截留装置(4、4′)的上游连接一过热器(16)。
8.按照权利要求1至7之一所述的设备,其特征在于:设有一控制器(15),用于调整惰性化介质(I′)进入放射性截留装置(4、4′)前的温度。
9.按照权利要求1至8之一所述的设备,其特征在于:惰性化介质(I)含水蒸汽(D)。
10.按照权利要求1至9之一所述的设备,其特征在于一连接在排放管(14)上的烟囱(27)。
11.按照权利要求1至10之一所述的设备,其特征在于一连接在输入管(12)中的自动关闭的关闭器(60、60′)。
12.一种核电厂内反应堆安全壳气氛惰性化和通风的方法,其中,可逆式放射性截留装置(4、4′)交替地流过一种要输入安全壳(8)的惰性化介质(I)和从安全壳(8)排出的安全壳气氛(CA)。
13.按照权利要求12所述的方法,其特征在于:包含在排出的安全壳气氛(CA)内的放射性物质沉积在放射性截留装置(4、4′)内,并在惰性化介质(I)随后流过放射性截留装置(4、4′)时被其送回安全壳(8)中。
14.按照权利要求12或13所述的方法,其特征在于:控制惰性介质(I)的温度。
15.按照权利要求12至14之一所述的方法,其特征在于:惰性介质(I)被过热。
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Cited By (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102169731A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法
CN102226949A (zh) * 2011-04-20 2011-10-26 衡阳师范学院 一种提高放射性气体吸附量和除氢的方法及装置
CN101777392B (zh) * 2009-11-17 2012-10-10 华北电力大学 一种超临界co2核电站事故缓冲脱除装置
CN103871495A (zh) * 2014-03-07 2014-06-18 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下安全壳泄压系统
CN104240774A (zh) * 2013-06-19 2014-12-24 韩国原子力硏究院 核反应堆安全壳结构的冷却系统
CN104412328A (zh) * 2012-07-06 2015-03-11 西屋电气有限责任公司 用于核反应堆安全壳通风系统的过滤器
CN105393310A (zh) * 2013-07-19 2016-03-09 阿海珐有限公司 在核设施中的严重事故期间使用的通风系统和关联的操作方法
CN105556613A (zh) * 2013-11-26 2016-05-04 阿科姆工程合资(控股)公司 一种消氢系统及其使用方法
CN105931691A (zh) * 2016-04-21 2016-09-07 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料放射性气体处理方法
CN106033687A (zh) * 2014-12-19 2016-10-19 卡夫里昂德国有限责任公司 核电站
CN107799187A (zh) * 2017-10-30 2018-03-13 上海核工程研究设计院有限公司 一种利用安全壳惰化防止氢气风险的方法
CN109405152A (zh) * 2018-09-18 2019-03-01 中广核研究院有限公司 一种核电站排风系统
CN110097991A (zh) * 2018-01-31 2019-08-06 中国辐射防护研究院 一种事故条件下使用可移动放射性气体处理系统
CN110100288A (zh) * 2017-11-30 2019-08-06 原子能股份公司 核电站氢气防爆安全性保障方法
CN110648770A (zh) * 2019-10-24 2020-01-03 中国舰船研究设计中心 一种反应堆舱超压保护系统

Families Citing this family (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19743333C2 (de) * 1997-09-30 2002-02-28 Framatome Anp Gmbh Abblasevorrichtung und Verfahren zum Abblasen von Dampf
DE10328773B3 (de) 2003-06-25 2005-02-17 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage
DE10328774B3 (de) 2003-06-25 2005-01-13 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage mit Druckentlastung
US8588360B2 (en) 2007-11-15 2013-11-19 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Evacuated containment vessel for a nuclear reactor
US8687759B2 (en) 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
US9984777B2 (en) 2007-11-15 2018-05-29 Nuscale Power, Llc Passive emergency feedwater system
JP5006178B2 (ja) * 2007-12-21 2012-08-22 株式会社東芝 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント
US8488734B2 (en) * 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US20110150167A1 (en) * 2009-08-28 2011-06-23 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8929505B2 (en) 2009-08-28 2015-01-06 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US9269462B2 (en) 2009-08-28 2016-02-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) 2009-08-28 2014-04-29 Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
KR101363772B1 (ko) * 2012-02-29 2014-02-17 한국수력원자력 주식회사 액체 피동밸브를 이용한 격납건물 압력제어장치
DE102012211897B3 (de) * 2012-07-09 2013-06-06 Areva Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem
US9922734B2 (en) 2012-12-28 2018-03-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof
DE102015200679A1 (de) * 2015-01-16 2016-07-21 Areva Gmbh Belüftungssystem und zugehöriges Betriebsverfahren zum Einsatz während eines schweren Störfalls in einer kerntechnischen Anlage
JP6748012B2 (ja) * 2017-03-29 2020-08-26 三菱重工業株式会社 格納容器保全設備
JP6741618B2 (ja) * 2017-03-29 2020-08-19 三菱重工業株式会社 格納容器保全設備
RU2686662C1 (ru) * 2018-08-23 2019-04-30 Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
JP2020094979A (ja) * 2018-12-14 2020-06-18 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 有機よう素捕集装置及び有機よう素捕集方法
JP6851452B2 (ja) * 2019-11-28 2021-03-31 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 フィルタベント装置
CN113593740B (zh) * 2021-07-01 2024-02-27 中广核研究院有限公司 核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3910817A (en) * 1972-10-17 1975-10-07 Westinghouse Electric Corp Method and apparatus for removing radioactive gases from a nuclear reactor
US3999968A (en) * 1976-01-19 1976-12-28 American Precision Industries, Inc. Dust collector
DE2922717C2 (de) * 1979-06-05 1983-01-27 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Verfahren und Einrichtung zur katalytischen Rekombination von Wasserstoff, der im Sicherheitsbehälter einer Kernreaktoranlage eingeschlossen ist
JPS6186680A (ja) * 1984-10-05 1986-05-02 株式会社日立製作所 ドライウエル冷却系統
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE3715467A1 (de) * 1987-05-08 1988-11-17 Siemens Ag Druckentlastungs- und filtereinrichtung fuer kerntechnische anlagen, insbesondere fuer siedewasserreaktoren
DE3806872C3 (de) * 1988-03-03 1995-05-04 Rwe Energie Ag Anordnung für die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters einer Kernkraftanlage
ES2046361T3 (es) * 1988-04-18 1994-02-01 Siemens Aktiengesellschaft Central nuclear con una envoltura de seguridad.
DE4021612A1 (de) * 1990-07-06 1992-01-09 Jahn Hermann Verfahren zur minimierung der stoerfall-gefahr
JP3117221B2 (ja) * 1990-12-17 2000-12-11 株式会社東芝 原子炉格納容器フィルタードベント装置
JPH04286994A (ja) * 1991-03-15 1992-10-12 Hitachi Ltd 非常時格納容器冷却設備
GB2260917B (en) * 1991-11-01 1995-05-03 Pall Corp Containments including nuclear reactors
JPH05172980A (ja) * 1991-12-24 1993-07-13 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH07104087A (ja) * 1993-10-07 1995-04-21 Toshiba Corp 原子炉格納容器のベント装置
US5487783A (en) * 1994-04-14 1996-01-30 International Business Machines Corporation Method and apparatus for preventing rupture and contamination of an ultra-clean APCVD reactor during shutdown
DE4421601C1 (de) * 1994-06-21 1995-08-24 Siemens Ag Vorrichtung zur Inertisierung der Atmosphäre in einem Kernkraftwerks-Containment

Cited By (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101777392B (zh) * 2009-11-17 2012-10-10 华北电力大学 一种超临界co2核电站事故缓冲脱除装置
CN102169731A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法
CN102226949A (zh) * 2011-04-20 2011-10-26 衡阳师范学院 一种提高放射性气体吸附量和除氢的方法及装置
CN102226949B (zh) * 2011-04-20 2014-03-19 衡阳师范学院 一种提高放射性气体吸附量和除氢的方法及装置
CN104412328A (zh) * 2012-07-06 2015-03-11 西屋电气有限责任公司 用于核反应堆安全壳通风系统的过滤器
CN104240774A (zh) * 2013-06-19 2014-12-24 韩国原子力硏究院 核反应堆安全壳结构的冷却系统
CN104240774B (zh) * 2013-06-19 2017-04-12 韩国原子力硏究院 核反应堆安全壳结构的冷却系统
CN105393310B (zh) * 2013-07-19 2018-01-12 阿海珐有限公司 在核设施中的严重事故期间使用的通风系统和关联的操作方法
CN105393310A (zh) * 2013-07-19 2016-03-09 阿海珐有限公司 在核设施中的严重事故期间使用的通风系统和关联的操作方法
US9697921B2 (en) 2013-07-19 2017-07-04 Areva Gmbh Ventilation system operating method for use during a serious incident in a nuclear plant
CN105556613A (zh) * 2013-11-26 2016-05-04 阿科姆工程合资(控股)公司 一种消氢系统及其使用方法
CN103871495B (zh) * 2014-03-07 2016-06-29 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下安全壳泄压系统
CN103871495A (zh) * 2014-03-07 2014-06-18 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下安全壳泄压系统
CN106033687A (zh) * 2014-12-19 2016-10-19 卡夫里昂德国有限责任公司 核电站
CN105931691A (zh) * 2016-04-21 2016-09-07 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料放射性气体处理方法
CN105931691B (zh) * 2016-04-21 2018-01-12 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料放射性气体处理方法
CN107799187A (zh) * 2017-10-30 2018-03-13 上海核工程研究设计院有限公司 一种利用安全壳惰化防止氢气风险的方法
CN110100288A (zh) * 2017-11-30 2019-08-06 原子能股份公司 核电站氢气防爆安全性保障方法
CN110097991A (zh) * 2018-01-31 2019-08-06 中国辐射防护研究院 一种事故条件下使用可移动放射性气体处理系统
CN109405152A (zh) * 2018-09-18 2019-03-01 中广核研究院有限公司 一种核电站排风系统
CN110648770A (zh) * 2019-10-24 2020-01-03 中国舰船研究设计中心 一种反应堆舱超压保护系统
CN110648770B (zh) * 2019-10-24 2023-02-03 中国舰船研究设计中心 一种反应堆舱超压保护系统

Also Published As

Publication number Publication date
WO1997009722A1 (de) 1997-03-13
DE59603731D1 (de) 1999-12-30
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CA2230900A1 (en) 1997-03-13
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CA2230900C (en) 2007-05-08
ES2141529T3 (es) 2000-03-16
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UA41460C2 (uk) 2001-09-17

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