CS205960B1 - Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant - Google Patents

Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant Download PDF

Info

Publication number
CS205960B1
CS205960B1 CS792691A CS269179A CS205960B1 CS 205960 B1 CS205960 B1 CS 205960B1 CS 792691 A CS792691 A CS 792691A CS 269179 A CS269179 A CS 269179A CS 205960 B1 CS205960 B1 CS 205960B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
barbotage
circuit
tank
connection
nuclear power
Prior art date
Application number
CS792691A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Frantisek Hezoucky
Original Assignee
Frantisek Hezoucky
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 Frantisek Hezoucky filed Critical Frantisek Hezoucky
Priority to CS792691A priority Critical patent/CS205960B1/en
Publication of CS205960B1 publication Critical patent/CS205960B1/en

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Vynález řeší zapojení pro organizovaný odvod radioaktivní páry z barbotážní nádrže umístěné za pojistnými ventily primárního okruhu jaderné elektrárny.The invention solves the connection for the organized removal of radioactive steam from the barbotage tank located behind the safety valves of the primary circuit of the nuclear power plant.

Dosud známé řešení zapojení barbotážní nádrže za pojistnými ventily kompenzátoru objemu nebo primárního okruhu jaderných elektráren zabezpečuje kondenzaci páry při zapůsobení pojistných ventilů, resp. organizovaném odpouštění páry, ve vodním obsahu barbotážních nádrží. V případě dlouhodobého otevření pojistných ventilů, nebo v případě selhání jejich správné funkce, např. při zaseknutí v otevřené poloze, dojde po vyčerpání chladících možností k natlakování barbotážní nádrže, souStení jejího pojistného systému podle druhu buá roztržením pojistné membrány, otevřením pojistného ventilu nebo klapky, přičemž odfuk je zaveden do neobsluhovaných nebo poloobsluhovaných místností jaderné elektrárny. Tlaková situace způsobí velké rozšíření zamoření v uvedených místnostech a možnost šíření zamoření do místností obsluhovaných nebo případně i do okolí elektrárny. Likvidace následku vyžaduje zdlouhavou a pracnou dekontaminaci, kterou lze provést pouze při odstaveném bloku.The hitherto known solution of the connection of the barbotage tank behind the safety valves of the volume compensator or of the primary circuit of nuclear power plants ensures the condensation of steam when the safety valves, resp. organized steam venting in the water content of the barbotage tanks. In case of long-term opening of safety valves, or in case of their malfunction, eg when stuck in open position, after exhaustion of cooling possibilities pressurized barbotage tank, its safety system depending on the type either tears safety diaphragm, opening safety valve or flap, where exhaust is introduced into unattended or semi-unattended rooms of the nuclear power plant. The pressure situation will cause a large spread of the contamination in the mentioned rooms and the possibility of spreading the contamination to the rooms served or possibly to the power plant surroundings. The disposal of the consequences requires lengthy and laborious decontamination, which can only be carried out when the unit is shut down.

Výše uvedené nedostatky jsou odstraněny zanojením podle vynálezu, jehož podstatou je provedení odvodu paroplynové směsi z barbotážní nádrže do velkoobjemových nádrží se zásobou roztoku pro sprchový systém a havarijní doplňování primárního okruhu.The aforementioned drawbacks are overcome by the inventive effect, which is based on the removal of the steam-gas mixture from the barbotage tank into large-volume tanks with a solution supply for the shower system and emergency replenishment of the primary circuit.

V této velkoobjemové nádrži dojde k doplňkové kondenzaci při probublávaní zásobním rozto205 96ΟIn this large-capacity tank, additional condensation occurs as the stock 965 melt is bubbled through

20S 980 kem, přičemž zavedením paroplynové směsi pod hladinu velkoobjemové nádrže lze s výhodou využít, aby k doplňkové kondenzaci nedocházelo při normální krátkodobé funkci pojistných ventilů. Zavedení paroplynové směsi z barbotóžní nádrže pod hladinu roztoku ve velkoobjemové zásobní nádrži buá přímo, nebo s využitím hydraulického syfonového uzávěru, umožňuje nastavení tlakových poměrů pro náhradu pojistného zařízení barbotážní nádrže.20S 980, whereby the introduction of the steam-gas mixture below the surface of a large-volume tank can advantageously be used in order to prevent supplementary condensation from occurring in the normal short-term function of the safety valves. The introduction of the steam-gas mixture from the barbotonic tank below the solution level in the large-volume storage tank, either directly or with the use of a hydraulic syphon cap, allows the adjustment of the pressure conditions to replace the barbotage tank safety device.

Na připojeném výkresu jsou znázorněny dva příklady zapojení podle vynálezu, kde představuje obr. 1 přímé zapojení odfuku barbotážní nádrže pod hladinu velkoobjemové zásobní nádrže, obr. 2 zapojení odfuku barbotážní nádrže s využitím hydraulického syfonového uzávěru.In the accompanying drawing, two examples of connections according to the invention are shown, in which Fig. 1 shows the direct connection of the bleed tank exhaust below the level of the large-scale storage tank, Fig. 2 shows the connection of the barbotage tank exhaust using a hydraulic syphon seal.

Při dlouhodobém působení pojistného ventilu kompenzátoru objemu, kdy vodní obsah barbotážní nádrže 1 nepostačí 3vou tepelnou kapacitou ke kondenzaci přiváděné péry, dojde po zvýšení tlaku v barbotážní nádrži 1 nad úroveň danou hydrostatickým tlakem náplně velkoobjemové nádrže 2 /obr. 1/ nebo hydrostatickým tlakem vytvořeným hydraulickým ayfonovým uzávěrem 4 /obr. 2/ k odvodu nadbytečné páry potrubím 2 pod hladinu roztoku velkoobjemové nádrže 2. V této velkoobjemové nádrži, která svou tepelnou kapacitou mnohonásobně převyšuje kapacitu barbotážní nádrže, dojde k doplňkové kondenzaci a tím k lokalizaci podstatné čó3ti radioaktivity. Malé množství nekondenzovatelných plynů unikne do atmosféry místnosti, do níž je nádrž 2 odvětrévaná a bude odaáto odsávacím ventilačním systémem do ventilačního komína.In the long-term operation of the volume compensator safety valve, when the water content of the reservoir 1 is not sufficient with 3 heat capacity to condense the feather, the pressure in the reservoir 1 exceeds the hydrostatic pressure of the bulk tank 2 / fig. 1) or the hydrostatic pressure generated by the hydraulic ayphon seal 4 / FIG. 2 / to drain excess steam through line 2 below the surface of the solution of the large-volume tank 2. In this large-volume tank, which by its thermal capacity many times exceeds the capacity of the barbotage tank, additional condensation will occur and thus a significant amount of radioactivity is located. A small amount of non-condensable gases will escape into the atmosphere of the room into which the tank 2 is vented and will be exhausted through the exhaust ventilation system to the vent stack.

Zapojením podle vynálezu podstatně pnoudlOuží dobu nezbytnou k zásahu obsluhy a lze jej s výhodou využít u jaderných elektráren s vodovodními reaktory /PWR/, ale i u jiných typů, u nichž je používaný obdobný systém tlakového jištění.The connection according to the invention substantially reduces the time required for operator intervention and can be advantageously used in nuclear power plants with water reactors (PWR), but also in other types where a similar pressure protection system is used.

Claims (2)

1. Zapojení k odvodu páry z barbotážní nádrže primárního okruhu jaderné elektrárny, vyznačené tím, že potrubí /3/ z barbotážní nádrže /1/ je zavedeno pod hladinu roztoku v zásobní nádrži /2/ pro havarijní doplňování primárního okruhu, sprchový systém nebo výměnu paliva.1. Wiring for the removal of steam from the primary circuit's primary circuit circuit, characterized in that the pipe (3) from the primary circuit (1) is routed below the solution level in the storage tank (2) for emergency primary circuit replenishment, spray or fuel change . 2. Zapojení podle bodu 1, vyznačené tím, že v potrubí /3/ mezi barbotážní nádrží a zásobní nádrží je zřízen hydraulický syfonový uzávěr /4/.Connection according to claim 1, characterized in that a hydraulic syphon seal (4) is provided in the duct (3) between the barbotage tank and the storage tank.
CS792691A 1979-04-20 1979-04-20 Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant CS205960B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS792691A CS205960B1 (en) 1979-04-20 1979-04-20 Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS792691A CS205960B1 (en) 1979-04-20 1979-04-20 Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS205960B1 true CS205960B1 (en) 1981-05-29

Family

ID=5364741

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS792691A CS205960B1 (en) 1979-04-20 1979-04-20 Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS205960B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0389231B1 (en) Containment heat removal system
JP4592773B2 (en) Static cooling decompression system and pressurized water nuclear plant
JP5911762B2 (en) Nuclear plant and static containment cooling system
US3431168A (en) Reactor cooling system
US3459635A (en) Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations
WO2016078421A1 (en) Passive safe cooling system
US20120294407A1 (en) Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof
JPH02201293A (en) Natural circulation type passive cooling system for containment construction
CN204242601U (en) Passive safety cooling system
GB2268618A (en) Collecting and recirculating condensate in a nuclear reactor containment
KR20180077217A (en) Passive cooling for cold shutdown
JP2008249348A (en) Boiling water reactor and its emergency core cooling system
DE2241303B2 (en) Arrangement for pressure-reducing decontamination spray for a nuclear reactor plant
NO902086L (en) PASSIVE HEATING FROM A NUCLEAR REACTOR'S TANK AND SHIELDING.
CN109243634A (en) Reactor safety system
US4832903A (en) Dry storage arrangements for nuclear fuel
SA120420218B1 (en) Long-term cooling system in nuclear plant and method using the same
US11355255B2 (en) System and method for reducing atmospheric release of radioactive materials caused by severe accident
CS205960B1 (en) Connection to the vapour periphery from the barbotage container of the primery circuit of the nuclear power plant
JP5687440B2 (en) Reactor containment heat removal apparatus and heat removal method
RU2408097C1 (en) Cleaning device of inter-cover space
US3105028A (en) Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system
US5388130A (en) Steam generator located outside nuclear power plant primary containment
JP2013253874A (en) Nuclear power plant and containment vessel pressure reduction and cooling mechanism
JP2006162559A (en) Method and apparatus for preventing overpressure of reactor containment vessel