CN85109288A - 核反应堆的裂变产物洗涤装置 - Google Patents

核反应堆的裂变产物洗涤装置 Download PDF

Info

Publication number
CN85109288A
CN85109288A CN85109288.8A CN85109288A CN85109288A CN 85109288 A CN85109288 A CN 85109288A CN 85109288 A CN85109288 A CN 85109288A CN 85109288 A CN85109288 A CN 85109288A
Authority
CN
China
Prior art keywords
mentioned
compartment
containment
tank
standpipe
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN85109288.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1004451B (zh
Inventor
迪克·斯科特·利克
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of CN85109288A publication Critical patent/CN85109288A/zh
Publication of CN1004451B publication Critical patent/CN1004451B/zh
Expired legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

一种核反应堆安全外壳用的核裂变产物洗涤装置,它包括一置于安全壳(1)内并配置了分隔墙(10)的水槽(8),该墙伸到水槽(8)中将此槽分成第一(12)和第二(13)两隔间。水槽(8)充以水使其封闭从外壳内部通过水槽通到外界的通道,立管(17)从外壳内空间伸到第二隔间(13)中,它在外壳内空间有一开口,在第二隔间(13)的水位(15)以下和分隔墙下边缘上面一定高度的地方,其上开有一些通气孔(18)。这样从安全壳进入立管的气体便可以从通气孔(18)穿过第二隔间(13)中的水排放出来。

Description

本发明论及一种安全装置,使其在核发电厂发生核事故时保护环境不受到放射性污染,特别论及反应堆安全壳的所有保护装置都失效、安全壳即将破裂这种类型核事故的一种安全装置。
这类核事故包括反应堆容器中燃料的损坏、管道破损和热交换发生故障,它们引起反应堆堆芯熔化,使堆芯塌陷到安全壳的底部。在发生这种事件时,携带放射性裂变产物的热蒸汽和气体便跑到安全壳中的空间,使壳内压力增加,压力的增加可能引起安全壳破裂,使蒸汽和气体通过裂纹和管接头这样的地方从安全壳里面泄放出来。这种放射性蒸汽和气体的放出将污染环境,当反应堆安全壳即将破裂时,至今还没有一种办法可以控制这些气体从反应堆安全壳中放出,并将这些气体进行洗涤以除去裂变产物,作为最后的防护措施。
净化由于核事故进入到安全壳空间中的气体,至少在释放到大气之前除去一部份裂变产物,这种方法已为大家所知。F.W.Kleimola的美国专利No.4,210,614公开了一种在核发电厂中冷却剂发生亏损故障时的被动保护装置。由于核事故释放到反应堆安全壳中的蒸汽压力破坏了蓄液槽的安全膜,这一点连同其它措施一道防止了燃料熔化和使安全壳内压力迅速降低。蓄液槽中的液体包含了裂变产物“吸收剂”,减少了反应堆安全壳中蒸汽和气体的放射性。这一保护装置的先决要求是,气体和蒸汽不可靠地限制在反应堆安全壳内,在气体和蒸汽不可避免地将从安全壳中放出时,它没有提出一种最后处理气体的措施。
Bevilacqua等的美国专利No.3,459,635公开了一种装置,在发生核事故时,这种装置将安全壳内的高压蒸汽引入到许多容器,在这些容器中水蒸汽用一种液流进行冷凝,而安全壳内的气体则通过这些容器和一连串的普通的过滤和净化装置进行循环,使其除去气体中的放射性物质。然后再将气体引入到安全壳内,或者如果气体已被充分净化,则放入到大气中。蒸汽通过净化装置的流动是用一循环泵保持的。
在Long的美国专利No.3,105,028中,在发生核事故时,反应堆系统中的冷却剂被放入到一气罐中,然后再引入到一个二氧化碳吸收塔,通过这些塔,除了吸留其它物质之外,还特别吸留固体裂变产物碎片。
Kodama等的美国专利No.4,416,850公开了一种喷雾系统,它安装在一次安全壳内以冷凝充满这个壳内的放射性蒸汽并冷却其中的气体。水溶性的放射性气体溶解在被喷雾的水中,然后将喷雾的水和凝结水分离。
由于发生核事故,反应堆安全壳内充满了气体和蒸汽,尽管上述简单介绍的先有技术在某种程度上提供了除去这些气体和蒸汽中裂变产物的方法,但是到现在还没有提出一种安全装置,使其在反应堆安全壳即将破裂,而外壳内的气体不可避免地要直接放入到大气时,最后处理这些气体和蒸汽。
本发明的主要目的是提供一种供核发电厂用的结构简单的被动安全装置。当反应堆安全壳即将破裂时,此安全装置保证在气体放入大气之前,高效率地洗涤气体和蒸气,除去其中的裂变产物,另外,由于此装置释放了被净化的气体和蒸汽,使反应堆安全壳内的压力降低,受到控制,从而防止了外壳的破裂。
为此目的,本发明属于一种核反应堆安全壳内的裂变产物洗涤装置,此外壳构成封闭的边界,其中安装了反应堆的构件,此装置的特征其一在于一水槽,该水槽配置在上述外壳内,并配有一与上述封闭边界相连的分隔墙,分隔墙伸到上述水槽中将上述水槽分成适合于同外界沟通的第一和第二隔间,上述水槽充以水,水位位于上述分隔墙的最下端边的上面,使水在正常情况下封闭从外壳的里面通过上述水槽到外部环境的通道;其二在于立管从上述核反应堆安全壳内空间伸到第二隔间,该立管在上述核反应堆安全壳内有一开口,而在上述第二隔间的水位以下、在上述分隔墙的下端边以上一定高度的地方,立管上开有一排气流孔,这样,从上述核反应堆安全壳内进入到立管的气体便可从上述气流孔通过上述第二隔间中的水被排放。
最好安装一根排气管,从第二隔间的集气室伸到反应堆安全壳的外边,并在排气管中安装一安全膜,使其在正常情况下集气室和外部环境不相通。安全膜这样设计,使得当集气室达到预先规定的压力时便被冲开,让气体自由穿过排气管放入大气。
下面从举例的方法,叙述由附图所示的最佳实施例,这样可以更好地理解本发明,所示的附图是:
图1是反应堆安全壳的立视剖面图,图中示出了压水反应堆的主要构件和本发明的最佳实施例。
图2是沿图1的Ⅱ-Ⅱ线切开的横剖面示意图。
图3是相对于图1、2的尺寸放大了的最佳实施例的立视剖面图。
现参照图1,图中简要示出了包括安全壳1(一般是混凝土结构)的压水反应堆,外壳1密封了反应堆的各种构件,如反应堆容器2,蒸气发生器3,反应堆冷却剂泵4,收集桶5,安全壳风机6和桥式迴转式起重机7。因为所有这些构件和它们之间的关系都是众所周知的,而且它们在结构上或作用上并不特别同本发明有关联,所以这里不对它们进行更详细的叙述或说明。
虽然这里是结合干式压水反应堆叙述本发明的最佳实施例,但是很清楚,按本发明的安全装置完全可以应用到其它任何一种类型的核反应堆。
本发明的主要构件是水槽8,它位于安全壳1的里面,是环形的,通常与外壳1的中心垂直轴共轴。水槽8有一槽底9,图2清楚地示出了槽底的构形。在本实施例中,水槽8也构成一个备用储水槽,在管道破裂时,它可以以众所周知的方法向反应堆容器再供水,然而,这个水槽,作为本发明的一个构件,并不一定是备用储水槽,原则上讲,它可以是一个独立的具有任何需要形状的,容量超过950,000升的储水池。
现同时参考图3,分隔墙10从水槽8的侧壁11的上端水平伸出,然后基本上垂直向下延伸到靠近槽底9,这样,分隔墙将水槽8分成为一个敞开的隔间12和一个封闭的隔间13。隔间12和13由于通道14的存在,所以是彼此相通的。通道14由分隔墙10的最下边缘和槽底9形成,其高度约为几厘米。将分隔墙10延伸到与槽底9相接,然后再开一排水平方向的通道,这种方法也是可行的。假如在分隔墙10的两边在水面上的压力是相同的,则由于通道14,使水槽8的两个隔间12和13中的水位15是在同一高度。封闭隔间13中的水平面15,分隔墙10和水槽8的侧壁11一起构成了气密的集气室16。
从集气室16外部的安全壳内空间向下安装了一些立管17(图1和图3中仅示出了1根),它们垂直伸入到敞开的隔间12,然后水平穿过分隔墙10的垂直部份,伸到封闭的隔间13,在隔间13中,每一根立管17上加工有许多气流分配孔18。每一根立管17内径通常为15厘米。为了使气流分配孔18不阻碍气流穿过立管,气流分配孔18的面积不应小于相应立管17的面积。
排气管19的内径可为15厘米,它从集气室16的上部伸到安全壳1的外部,并可以接到一个废气排风管这样的管上(图中未示出)。排气管穿过分隔墙10和安全壳1的结构墙,为防止漏气,结合处要进行适当的密封。
在核反应正常运行时,排气管19是用安全膜20封死的,安全膜具有普通的结构,对于普通的大型干式安全壳,它在大约7.7~10.5千克/厘米2的压力下便被冲破,当然,对于其它类型的反应堆,冲破压力可以设计得低一些。这个压力一定要低于安全壳1的破裂压力。
下面叙述上述安全装置的工作。
只要安全膜20不破裂,按照本发明的安全装置便处于不动作的预备状态。
在核反应堆正常工作时,反应堆安全壳1内的压力一般处于外界的大气压,并且在集气室16中的气压和安全壳1内的气压是平衡的。
如果发生核事故,蒸汽和气体从反应堆的初级系统进入到安全壳1所封闭的空间,则其中压力将增加,此时,在敞开的隔间12中水面上的压力将把水从敞开的隔间12通过通道14压到封闭的隔间13。这将导致集气室16的压力增加到等于安全壳1里面的压力。
当压力超过安全膜20的破坏压力使安全膜破裂时,在敞开的隔间12中的水位将下降到立管17的水平部份的位置,而在封闭隔间13中的水位将相应上升,安全壳1中放射性蒸汽和气体将开始从外壳1的里面流向集气室16。这些气体和蒸汽必须通过气流分配孔18进入在封闭隔间13中的水,然后再从水中向上进入集气室16,经集气室16后通过现在是开着的排气管排出。当这些气体和蒸气穿过封闭隔间13中的水时,其中大量的裂变产物(超过98%,排出的稀有气体)将被水除去。因此,从封闭隔间13的水中冒出的,通过排气管19排出的气体基本上是净化的。按照本发明的安全装置,由于释放净化了的气体和蒸汽到大气中,因而提供了可控的压力降低,防止了安全壳的破裂,同其它已知的装置比较,对环境的影响大大降低了。
为使本发明叙述的安全装置有效地和满意工作,最好遵从下述的位置和尺寸相互关系。
首先,为了可靠地防止进入封闭隔间13水中的气体穿过通道14进入到敞开的隔间12的水中,在立管17上气流分配孔18的高度应该充分高于通道14的高度。发生这种情况时将会导致已净化的气体同未净化的气体和蒸汽在安全壳中的水面上重新相混。据估计,为此目的,气流分配孔18至少要放置在通道14上边10至12吋的地方。
第二,集气室16的总体积至少应为水槽8的开放隔间12中的水体积的1.5倍。当安全壳内的空间压力增高时,这一最小的比值保证了在安全膜20破裂时,有一充分大的气体空间存在于集气室16中。
第三,立管17的总的横截面积至少应该两倍于排气管19横截面积,排气管的内径至少应为4吋。它们之间的这种关系将确保,在高压下该装置动作时,气体首先在排气管19中达到声速,因此伴随产生的扼流现象将发生在排气管19中,而不是发生在立管17中。这就保证了已净化的气体可从集气室16连续流出。
在安全壳即将破裂时,利用上述发明的安全装置,可以可靠地净化放射性气体和蒸汽,净化后再放入大气。由于本装置简单,更重要是它是一种被动式的装置,不依赖于泵、敏灵元件以及其它类似的功能件的工作,所以装置的可靠性得到了保证,像泵,敏感元件等这些功能件是主动式安全装置特有的,这些功能件在发生本说明所述的核事故时可能失效,为此,设计了按照本发明的安全装置。
可以理解,本发明的上述内容是可以容易地进行各种改进、改变和修改的,这些改进、变化和修改将包括在所附权利要求的意义和范围内。

Claims (5)

1、一种核反应堆安全壳(1)内的裂变产物洗涤装置,外壳(1)形成一封闭的边界,其中安装了反应堆部件(2-7),装置的特征其一在于一水槽(8),该水槽配置在上述外壳(1)内,并配有一与上述封闭边界相连的分隔墙(10),分隔墙(10)伸到上述水槽(8)中将上述水槽(8)分成适合于同外界沟通的第一(12)和第二(13)隔间,上述水槽(8)充以水,水位位于上述分隔墙(10)的最下端边的上面,使其在正常情况下封闭从外壳里面通过上述水槽(8)通到外部环境的通道;其二在于立管(17)从上述的防事故外壳内空间伸到上述第二隔间(13),上述立管(17)在上述安全壳内有一开口,而在上述第二隔间(13)的水位(15)以下、在上述分隔墙(10)的下端边以上一定高度的地方,立管上排列了一些气流分配孔(18),这样,从上述安全壳内空间进入到立管(17)的气体便可从上述的气流分配孔(18)穿过上述第二隔间(13)中的水被排放。
2、按照权利要求1所述的洗涤装置,其特征在于:在上述第二隔间(13)的上面形成一集气室(16),在正常情况下这一集气室同上述安全壳(1)的内部和外部环境之间是气密的;另外,一排气管(19)从上述的集气室(16)伸到上述安全壳(1)的外部环境;上述排气管(19)里面装有一安全膜(20),在正常情况下这一安全膜堵塞了上述集气室(16)和外部环境之间的通道;这样设计安全膜(20),使其对应于一预定的压力便破裂,此预定的压力低于防事故外壳破裂的压力。
3、在权利要求1或2中所述的洗涤装置,其特征在于,上述立管(17)穿过上述的分隔墙(10)。
4、按照权利要求2所述的洗涤装置,其特征在于,上述排气管(19)的内径至少要有10厘米,集气室(16)的体积至少要1.5倍于上述第一隔间(12)中水的体积。
5、按照权利要求2或4中任何一项权利要求所述的洗涤装置,其特征在于,上述立管(17)总的通气截面积至少两倍于上述排气管(19)的总通气截面积。
CN85109288.8A 1984-12-27 1985-12-23 核反应堆的裂变产物洗涤装置 Expired CN1004451B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/686,770 US4610840A (en) 1984-12-27 1984-12-27 Fission product scrubbing system for a nuclear reactor
US686,770 1984-12-27

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN85109288A true CN85109288A (zh) 1986-08-27
CN1004451B CN1004451B (zh) 1989-06-07

Family

ID=24757673

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN85109288.8A Expired CN1004451B (zh) 1984-12-27 1985-12-23 核反应堆的裂变产物洗涤装置

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4610840A (zh)
JP (1) JPS61209389A (zh)
KR (1) KR930011015B1 (zh)
CN (1) CN1004451B (zh)
BE (1) BE903945A (zh)
ES (1) ES8707365A1 (zh)
FR (1) FR2575584B1 (zh)
GB (1) GB2169126B (zh)
IT (1) IT1186160B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104078085A (zh) * 2014-06-04 2014-10-01 中国核电工程有限公司 一种具有水洗功能的安全壳内置换料水箱

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
US4816210A (en) * 1987-08-03 1989-03-28 Westinghouse Electric Corp. Passive filtered containment vent
DE3806872C3 (de) * 1988-03-03 1995-05-04 Rwe Energie Ag Anordnung für die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters einer Kernkraftanlage
US4927596A (en) * 1988-08-12 1990-05-22 Electric Power Research Institute, Inc. Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment
JP2617544B2 (ja) * 1988-11-14 1997-06-04 三菱重工業株式会社 気液接触方法
US5098646A (en) * 1990-12-20 1992-03-24 General Electric Company Passive hydraulic vacuum breaker
US5706320A (en) * 1996-01-16 1998-01-06 General Electric Company Containment pressure suppression system for liquid metal cooled reactors
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
DE102010031284A1 (de) * 2010-07-13 2012-01-19 Siemens Aktiengesellschaft Reaktorgebäude für Druckwasserreaktoren
US8867690B2 (en) * 2011-08-25 2014-10-21 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Pressurized water reactor with compact passive safety systems
US9502144B2 (en) * 2012-07-06 2016-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Filter for a nuclear reactor containment ventilation system
DE102013205525A1 (de) * 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
BR112019006253B1 (pt) * 2016-11-28 2022-10-04 Framatome Gmbh Instalação de energia nuclear compreendendo uma contenção e um sistema de ventilação de contenção
US11227696B2 (en) 2017-11-21 2022-01-18 Westinghouse Electric Company Llc Reactor containment building spent fuel pool filter vent

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3105028A (en) * 1963-09-24 Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system
US3459635A (en) * 1966-12-29 1969-08-05 Combustion Eng Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations
BE723977A (zh) * 1967-12-27 1969-05-02
US3454466A (en) * 1967-12-29 1969-07-08 Atomic Energy Commission Nuclear reactor containment system for metropolitan sites
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment system
JPS5399191A (en) * 1977-02-08 1978-08-30 Toshiba Corp Plenum device
JPS5465291A (en) * 1977-11-04 1979-05-25 Toshiba Corp Cooling and flotage removing apparatus for atmosphere in reactor container
FR2466839A1 (fr) * 1979-10-02 1981-04-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104078085A (zh) * 2014-06-04 2014-10-01 中国核电工程有限公司 一种具有水洗功能的安全壳内置换料水箱

Also Published As

Publication number Publication date
BE903945A (fr) 1986-06-24
KR930011015B1 (ko) 1993-11-19
ES550273A0 (es) 1987-07-16
ES8707365A1 (es) 1987-07-16
US4610840A (en) 1986-09-09
CN1004451B (zh) 1989-06-07
FR2575584B1 (fr) 1989-12-08
IT1186160B (it) 1987-11-18
GB2169126A (en) 1986-07-02
JPS61209389A (ja) 1986-09-17
GB2169126B (en) 1988-09-14
FR2575584A1 (fr) 1986-07-04
GB8530482D0 (en) 1986-01-22
IT8523319A0 (it) 1985-12-20
KR860005389A (ko) 1986-07-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN85109288A (zh) 核反应堆的裂变产物洗涤装置
JP6288781B2 (ja) 原子炉格納容器換気系用フィルタ
US8670517B2 (en) Nuclear technology plant and method for the pressure relief of a nuclear technology plant
JPS63124991A (ja) 格納容器を持った原子力設備
CN103229246A (zh) 反应堆安全壳及核设施
KR20010066821A (ko) 원자로
US3232843A (en) Containment system for a plurality of nuclear reactor units
EP3998615A1 (en) Nuclear power plant containment filtering and discharging system and method
JPH02503956A (ja) 原子力発電所の原子炉収納室における圧力の釈放装置
EP0151035A2 (en) Storage arrangements for nuclear fuel
US4416850A (en) System for cooling the atmosphere in a primary containment vessel in nuclear reactor and removing water-soluble gases and dusts floating therein
US3482377A (en) Ventilation appliances for a processing chamber
US5091144A (en) Bwr zero pressure containment
JP2017037083A (ja) 放射性物質を捕集するためのシステム、方法及びフィルタ
JP3148046B2 (ja) 原子炉格納容器内圧力抑制プール
US3748230A (en) Fuel element for fast reactors with a device for exhausting the fission gases therefrom
JP2993744B2 (ja) 原子炉格納容器減圧装置
CN208298557U (zh) 核电站安全壳过滤排放系统
CN112473340A (zh) 核电厂安全壳过滤排放系统
JPH01199192A (ja) 格納容器保護装置
KR100238459B1 (ko) 가압경수로의콘크리트격납용기용피동격납용기냉각시스템
RU2523436C1 (ru) Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора
CN110189837B (zh) 一种安全壳的压力调节及过滤排放系统
JP6552955B2 (ja) 気中浮遊物の除去方法
CN219922534U (zh) 一种改进型尾气吸收装置

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C13 Decision
GR02 Examined patent application
AD01 Patent right deemed abandoned
C20 Patent right or utility model deemed to be abandoned or is abandoned