DE2931140C2 - Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall - Google Patents
Druckentlastung für Kernreaktoren im StörfallInfo
- Publication number
- DE2931140C2 DE2931140C2 DE2931140A DE2931140A DE2931140C2 DE 2931140 C2 DE2931140 C2 DE 2931140C2 DE 2931140 A DE2931140 A DE 2931140A DE 2931140 A DE2931140 A DE 2931140A DE 2931140 C2 DE2931140 C2 DE 2931140C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- pressure relief
- coolant
- cyclone
- washing
- cooling circuit
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
Die Erfindung betrifft eine Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall, insbesondere für Leichtwasserreaktoren
und heliumgekühlte Hochtemperatur-Reaktoren.
Für Leichtwasserreaktoren und in Zukunft auch für Hochtemperatur-Reaktoren sind geschlossene Schutzbehälter
vorgeschrieben, die bei einem Defekt am Reaktordruckbehälter bzw. dessen Rohrleitungen zur Aufnahme
des ausströmenden Kühlmittels, wie Wasserdampf oder Helium, bestimmt sind. Diese Kühlmittel
können gasförmige oder feste, radioaktive Spaltprodukte oder auch sonstige aktivierte Substanzen enthalten.
Im Störfall ist der Schutzbehälter demnach mit einem mehr oder weniger radioaktiven Kühlmittel gefüllt, das
unter hohem Druck steht und eine relativ hohe Temperatur aufweist und somit den Zutritt für das Bedienungspersonal,
selbst wenn dieses Schutzkleidung oder Atemgeräte trägt, unmöglich macht. Im Störfall ist die Zugänglichkeit
des Schutzbehälters jedoch von Vorteil, um den Reaktor auch durch manuelle Bedienung vor Ort in
einen sicheren Betriebszustand überführen zu können.
Weiterhin ist es notwendig, beispielsweise bei einem Ausfall aller Wärmesenken für das Kühlmittel, ein Abführen
der Wärme aus dem Reaktordruckbehälter über eine Notkühlung zu ermöglichen, bevor der Primärkreislauf
versagt oder die Brennelemente im Reaktor-
kern zerstört werden. Um eine Überhitzung der Brennelemente
zu verhindern, kann dem Reaktordruckbehälter ein Kühlmittel in einem sogenannten offenen Kreislauf
nachgespeist werden. Allerdings ist es nicht zulässig, das mit radioaktiven Bestandteilen verunreinigte
Kühlmittel in die Atmosphäre abzugeben.
Druckentlastungen sind dazu bestimmt, bei einem Störfall den Druck im Reaktrodruckbehälter und/oder
gegebenenfalls in einem den Reaktordruckbehälter aufnehmenden Schutzbehälter abzusenken.
Derzeit sind verschiedene Einrichtungen bekannt, die
ihren unterschiedlichen Aufgaben, wie der Reinigung des Kühlmittels bzw. der Schutzbehälteratmosphäre
oder auch der Druckentlastung von Schutzbehältern entsprechend zum Teil nur für den Betriebsfall vorgesehen
sind.
Bekannt sind Abluftanlagen für Schutzbehälter im Betriebsfall, bei denen — um die Abluftanlage in kleinen
Abmessungen zu halten — in einem sogenannten Umluftverfahren innerhalb des Schutzbehälters Luft abgesaugt,
in Filtern gereinigt und repetiert wird. Deshalb durchströmt nur eine geringe, möglicherweise mit radioaktivem
Gas oder Staub verunreinigte Menge Luft langsam einen Filter der Abluftanlage und wird lach der
Reinigung der Atmosphäre zugeführt, um im Innern des Schutzbehälters einen geringen Unterdruck zu erzeugen.
Die bekannten Filter besitzen jedoch für den Störfall eine zu geringe Kapazität und sind außerdem nicht
zum Filtern der bei einem Störfall möglicherweise zusammen mit großen Dampfmengen austretenden Spaltprodukte
wie z. B. Jod, Cäsium und Strontium geeignet.
Weiterhin sind Entgasungseinrichtungen für Siedewasser- und Druckwasserreaktoren bekannt, bei denen
während des Betriebes im Wasser/Dampfkreislauf mit Hilfe einer Vakuumpumpe aus dem Kühlmittel in einem
Turbinenkondensator Luft und Gas zur Vakuumverbesserung abgezogen und über Filter an die Atmosphäre
abgegeben werden. Als Filter dienen sogenannte Filter-Absorber, in denen Edelgase, wie Krypton und Xenon
bis zu ihrem natürlichen Zerfall zurückgehalten werden. Diese Filter sind gekühlt, um die Zerfallswärme abzuführen
und aulgrund der geringen Temperatur eine bessere Absorption zu erreichen. Diese Filter sind ebenfalls
nicht zum Filtern der bei einem Störfall in größeren Mengen austretenden Spaltprodukte geeignet. Bei bekannten
Druckentlastungen für Kernreaktoren wird des weiteren im Störfall mit Hilfe von Sprühsystemen das
aus einem Leck des Reaktordruckbeviälters oder der Rohrleitungen des Primärkreislaufes ausströmende
Kühlmittel im Innern des Schutzbehälters niedergeschlagen. Das Sprühwasser wird von Pumpen aus einem
Wasserbehälter und nach Erschöpfung seines Vorrats aus dem Schutzbehältersumpf angesaugt, in Kühlern
abgekühlt unJ anschließend wieder in den Schutzbehälter eingesprüht, um den Kühlmitteldampf zu kondensieren
und damil den Druck zu senken. Bei Druckwasserreaktoren dient aus kernphysikalischen Gründen boriertes
Wasser, d. h. Wasser mit 2000 bis 3000 ppm Bor als Sprühmittel, das die mit dem Kühlmitte! in den
Schutzbehälter gelangten Spaltprodukte auswaschen soll. Um eine bessere Wasserlöslichkeit von Jod zu erreichen,
werden dem Wasser beispielsweise Natriumhydroxid oder Natriumthiosulfat beigegeben. Bei diesen
Spaltprodukten sind die auswaschbaren, wie z. B. Cäsium. Strontium und Barium, sowie das aufgrund der relativ
hohen Kühlmitteltemperatur bedingt auswaschbare gasförmige Iod, vor den nur schwer auswaschbaren
Spaltproduktcn. wie den Edelgasen Xenon und Krypton, und gegebenenfalls Methyljodid zu unterscheiden.
Die Edelgase und das Methyljodid gehen bei der Kondensation bzw. dem Verdampfen der Kühlflüssigkeit
kaum in das Gas bzw. die Flüssigkeit über. Dabei bildet sich das Methyljodid erst nach einiger Zeit, wenn elementares
Jod mit organischen Stoffen wie Ölen und Fetten im Schutzbehälter unter Temperatureinwirkung
reagiert.
Das gasförmige Jod wird von dem Sprühsystem mit
Das gasförmige Jod wird von dem Sprühsystem mit
to einem Wirkungsgrad von 99% in dem mit Zusätzen versehenen Sprühmittel gelöst und ausgewaschen. Der Jodanteil
verringert sich im Laufe der Zeit aber auch infolge natürlicher Ablagerung auf den vom Jod benetzten
Oberflächen. Dagegen läßt sich das Methyljodid erheb-5 lieh schlechter auswaschen als das elementare Jod.
Aus der DE-OS 22 52 574, der DE-AS 23 61 666 und der De-AS 25 25 119 sind Vorschläge zur Anwendung
des sogenannten »Mischkühlerprinzips« bekannt, bei dem durch Undichtigkeit ausgetretener Dampf, der zur
Druckerhöhung im Behälter führt, als Luft-Dampf-Gemisch durch bzw. in Mischkühler geführt wird, die wegen
des in ihnen herrschenden Unterrocks das unter Überdruck stehende Medium ansauge« Bei diesen bekannten
Vorschlägen sind keine Reinigungsmaßnahmen vorgesehen oder beabsichtigt, wobei zum Vorschlag gemäß
der DE-AS 25 25 119 noch zu erwähnen wäre, daß darin eine sogenannte Sprinkler-Anlage offenbart wird,
die bereits zuvor erläutert wurde.
Insgesamt gibt auch dieser Stand der Technik keine Hinweise, die zu Reinigungsmaßnahmen in Druckentlastungsstationen
bei Kernreaktroen, insbesondere bei Leichtwasserreaktoren und heliumgekühlten Hochtemperatur-Reaktoren
im Störfall anregen.
Die bekannten Druckentlastungssysteme weisen den Nachteil auf, daß die verwendeten Sprühmittel die feuchten Bauteile im Innern des Schutzbehälters korrodieren. Der Korrosionsgrad isv dabei abhängig von dem jeweiligen Sprühmittel und den darin enthaltenen chemischen Zusätzen. Eine Borlösung greift insbesondere Zink und Anstriche an. Durch Borax-Lösungen werden Aluminiumlegierungen, und durch Natriumthiosuifat-Lösungen insbesondere Aluminium und Kupfer stark angegriffen. Das Ausmaß der Korrosion wird durch das Besprühen der Bauteile im Vergleich zum Eintauchen noch verstärkt. In dem Fall können bei der Korrosion unlösliche Korrosionsprodukte entstehen, die durch Ablagerungen an wichtigen Bauteilen besonders nachteilig wirken können.
Die bekannten Druckentlastungssysteme weisen den Nachteil auf, daß die verwendeten Sprühmittel die feuchten Bauteile im Innern des Schutzbehälters korrodieren. Der Korrosionsgrad isv dabei abhängig von dem jeweiligen Sprühmittel und den darin enthaltenen chemischen Zusätzen. Eine Borlösung greift insbesondere Zink und Anstriche an. Durch Borax-Lösungen werden Aluminiumlegierungen, und durch Natriumthiosuifat-Lösungen insbesondere Aluminium und Kupfer stark angegriffen. Das Ausmaß der Korrosion wird durch das Besprühen der Bauteile im Vergleich zum Eintauchen noch verstärkt. In dem Fall können bei der Korrosion unlösliche Korrosionsprodukte entstehen, die durch Ablagerungen an wichtigen Bauteilen besonders nachteilig wirken können.
Bei dieser Druckentlastung liegt ein weiterer Nachteil darin, daß die durch das Besprühen bewirkte Korrosion,
insbesondere von Aluminium und Zink, zu einer Wasserstoffbildung im Schutzbehälter führt, die die kritische
Konzentration von 4 Vol.-% übersteigen kann. Dies erhöht die Gefahr im Störfall. Um die kritische Wasserstoff-Konzentration
zu verhindern, müßte der Schutzbehälter belüftet und dabei ein wenngleich kontrolliertes
Freisetzen von Soaltprodukten in Kauf rjenommjn
werden.
Weiterhin bewirkt das Sprühmittel ein Kondensieren des im Störfall in den Schutzbehälter gelangenden
Kühlmittels, insbesc.idere auch nach dem Abpumpen des bereits kondensierten Kühlmitteis. Infolgedessen
kann im Schutzbehälter ein Unterdruck entstehen. Bekannte Schutzbehälter sind zwar so ausgelegt, daß sie
h-j Einwirkungen von Außen wie auch einem Überdruck im
Innern widerstehen: sie können jedoch nicht für einen größeren Unterdruck .cn Innenraum ausgelegt werden.
Des weiteren erweist es sich als nachteilig, daß das im
Schulzbehältersumpf befindliche Sprühmittel wieder dem Sprühsystem zugeführt wird. Dudurch gelangen die
im Sprühmiltel gelösten Spaltprodukte, beispielsweise Jod, beim erneuten Versprühen wieder in die Atmosphäre
des Schutzbehälters. Infolgessen wird der Wir- > kungsgrad des Auswaschens der radioaktiven Produkte
verschlechtert.
Ein weiterer Nachteil der bekannten Druckentlastungen
besteht darin, daß im Störfall der mit einem unter Umständen radioaktiven Kühl- bzw. Sprühmittel gefüllte
Schutzbehälter für das Bedienungspersonal nicht zugänglich ist.
Bei den heute bekannten mit Helium gekühlten Hochtemperatur-Reaktoren ist eine Kondensation des
Heliums indiskutabel. Seine betrieblichen radioaktiven Verunreinigungen sind so gering, daß es ungereinigt an
die Atmosphäre abgegeben werden darf. Die Verunreinigungen können allerdings im Störfall höher liegen,
wenn beispielsweise ein Rohrreißer in einem der Dampferzeuger aüiiiiü üi'iii iiOChgcäpäimic:" Dämpf ifi /u
den mit Helium gefüllten Primärkreislauf einströmt. Deshalb ist z. B. ein Hochtemperatur-Reaktor bekannt,
bei dem den Überdruckventilen des Primärkreislaufes sogenannte Mischkühler nachgeschaltet sind, in deren
Wasservorlage der Dampf kondensiert wird, während sich das Helium in diesem Behälter über der Wasservorlage
sammelt.
Bei einem weiteren bekannten Hochtemperatur-Reaktor sind keine Überdruckventile vorhanden, weil nach
dem Reißen eines Rohres in einem der Dampferzeuger jo der in den Primärkreis eintretende Dampf durch betriebliche
Maßnahmen an den restlichen fünf Dampferzeugern kondensiert werden kann, so daß eine unzulässige
Druckerhöhung vermieden wird. Von diesen Einrichtungen wird allerdings erwartet, daß sie unbedingt
sicher funktionieren. Solche Einrichtungen sind daher technisch sehr aufwendig und teuer.
Der Erfindung liegt daher die Aufgabe 7ugrunde, in
einem den geschlossenen Schutzbehälter unter Druck setzenden Störfall eine andere Möglichkeit zur Druckentlastung
und bei einem Reaktordruckbehälter gegebenenfalls eine andere Möglichkeit zur Notkühlung zu
schaffen, wobei die oben beschriebenen Nachteile einer Entlastung eines Schutzbehälters durch Sprühsysteme
oder gar einer freien Entlastung eines Reaktordruckbehälters sowie gegebenenfalls offener Kühlmittelnachspeisung
mit der Abgabe radioaktiver Bestandteile des Kühlmittels an die Atmosphäre vermieden werden sollen.
Der Grundgedanke der Lösung dieser Aufgabe besteht darin, ein Druckentlastungssystem zu schaffen, das
gleichzeitig die Wi.kung eines Filters entfaltet.
Im Falle des Druckanstiegs im Reaktordruckbehälter bzw. im Schutzbehälter soll demgemäß das Druckentlastungssystem
eine Reinigung des Kühlmittels unter gleichzeitiger Druckentlastung bewirken. Die Druckentlastung
muß dabei so ausgelegt sein, daß der Druckbehälter des Primärkreislaufes bzw. der diesen umgebende
Schutzbehälter den Vorschriften entsprechend bezüglich der radioaktiven Spaltprodukte geschlossen
bleibt, das von radioaktiven Produkten weitgehend gereinigte Kühlmittel aber an die Atmosphäre abströmen
kann. Weiterhin sollte der Schutzbehälter von Kühlmitteln im wesentlichen frei bleiben. Darüber hinaus soll
weitgehend der Kontakt des ungewaschenen, möglicherweise
elementares iod enthaltenden Kühlmittels
mit öl oder Fett von den Hilfseinrichtungen des Reaktors im Reaktorschutzbehälter vermieden werden.
Diese Aufgabe wird dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß
dem Reaktordruckbehälter und/oder dem Schutzbehälter eine Druckentlastungsstation nachgeschaltet
ist, in der das Kühlmittel gewaschen wird.
Die erfindungsgemäße Druckentlastung kann eine Druckentlastungsstation aus zwei hintereinanderguschalteten
Zyklonen aufweisen. Der dem Reaktordruck behälter und/oder Schutzbehälter nachgeordnete Zyklon
kann beispielsweise als Waschzyklon ausgebildet sein, in dem das als Gas und/oder Dampf vorliegende
Kühlmittel und in eine Rotationsbewegung versetzt wird, so daß unter dem Einfluß der Zentrifugalkraft im
Kühlmittel enthaltene Staubpartikel oder Wasserköpfen
an die Zyklonenwandung geschleudert und nach unten abgeführt werden. In der Zyklonachse kann ein Düsensystem
angeordnet sein, das radial, also in Richtung der Zentrifugalkräfte, eine Waschflüssigkeit, beispielsweise
Wasser, einspritzt. Im Waschzyklon soll der Kühlmitteldampf
im Gegensatz zu Sprühanlagen nicht kon-
geren Flüssigkeitsmenge nur die Überhitzungswärme entzogen werden, so daß Naßdampf mit einer Temperatur
unter 100°C entsteht.
Hinter dem Waschzyklon ist ein Trocknerzykon angeordnet, in dem die Restfeuchte durch die Zentrifugalkräfte
aus dem Kühlmittel ausgeschleudert wird.
Zwischen den Reakiordruckbehälter und/oder den Schutzbehälter und den Waschzyklon kann eine Flüssigkeitsvor',«ge
geschaltet sein. Das vom Reaktordruckbehälter und/oder Schutzbehälter kommende Kühlmittel
wird zur Verhinderung von sogenannten Wasserschlägen über ein tief unierhalb des Flüssigkeitsspiegels der
Vorlage angeordnetes Düsensystom in die Vorlage eingeleitet. Die Vorlage kann aufgrund einer entsprechend
gewählten Höhe der Flüssigkeitssäule über den Kühlmittel-Austrittsdüsen als Überdruckventil für den
Schutzbehälter, insbesondere beim Hochtemperatur-Reaktor
hpnni7t werden.
Die Vorlage ist von Vorteil, weil im ungestörten Betrieb ein unkontrolliertes Ausströmen der im Schutzbehälter
enthaltenen Luft verhindert wird, so daß der übliche bekannte Unterdruck im Schutzbehälter nicht gestört
wird. Die Wasservorlage hat den Vorteil, daß die Nachteile eines mechanischen Überdruckventils, wie
z. B. Klemmen oder Undichtwerden, entfallen.
Vorzugsweise gewährleistet die Höhe der Flüssigkeitssäule in dem Vorlagebehälter in Verbindung mit
dem Schutzbehälter-Volumen, daß eine in einen Kühlkreislauf für die Waschflüssigkeit des Waschzyklons geschaltete
Umwälzpumpe anlaufen kann, bevor das Kühlmittel die Flüssigkeitsvorlage im Behälter durchbricht
und in den Gassammeiraum des Vorlagebehaiters gelangt.
Bei einer Druckentlastung für Reaktordruckbehälter muß der Vorlage allerdings ein Überdruckventil vorgeschaltet
sein. In diesem Fall kann ein Meldekontakt am Überdruckventil die Umwälzpumpe im Kühlkreislauf
des Waschzyklons vor dem Ansprechen des Überdruckventils einschalten.
Die Vorlage bedeutet insbesondere bei gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktoren eine optimale quasi homogene
Wärmesenke für das Kühlmittel.
Bei einem heliumgekühlten, graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktor kann der Reinigungseffekt
der Vorlage für die Spaltprodukte Jod, Xenon und Krypton vernachlässigt werden. In diesem Fall reichen
die beiden hintereinandergeschalteten Zyklone zum Reinigen des Kühlmittels aus. Der Waschzyklon wird
dabei mit einer Waschflüssigkeit, vorzugsweise Wasser,
betrieben. Ein Zusatz von Chemikalien, um )od wasserlöslich und damit auswaschbar zu machen, ist möglich,
aber nicht notwendig, weil bei Hochtempcratiir-Reaktoren
bisher Jod im Kühlmittel nur in vernachlässigbaren Mengen nachgewiesen werden konnte.
Für die Reinigung des Kühlmittels von Kohlenstoff
staub, an den in der Regel radioaktive Spaltprodukte angelagert sind, ist die Vorlage von besonderer Bedeutung.
Die als Kühler und Staubabscheider dienende Vorlage und der Waschzyklon sind mit getrennten Kühlkreisläufen
versehen. In diesen Kühlkreisläufen wird die Vorlageflüssigkeit bzw. die Waschflüssigkeit über Gasabscheider,
Kühler und Ionenaustauscher geleitet. Die Gasabscheider können mit betrieblich bereits vorhandenen
Rückhalteanlagen für aus der Kühlflüssigkeit abgetrennte Edelgase verbunden sein. Vorzugsweise können
die Ionenaustauscher als Anschwemmfilter mit angeschwemmten Pulverharzen ausgeführt sein.
Vorzugsweise handelt es sich insbesondere im Falle von Leichtwasserreaktoren bei der im Kühlkreislauf des
Waschzyklons umlaufenden Flüssigkeit um Wasser, in dem Chemikalien zum Auswaschen des radioaktiven
Spaltprodukts Jod gelöst sind. Als Chemikalien hierfür eignen sich neben den bereits genannten Verbindungen
wie Natriumhydroxid und Natriumthiosulfat auch Natriumjodid und Kaliumiodid.
In den Kühlkreislauf des Waschzyklons kann aus einem
Vorratsbehälter Waschflüssigkeit eingespeist werden, um einen Verlust von zusammen mit dem Kühlmittel
aus dem Zyklon abströmender Waschflüssigkeit auszugleichen.
Bei einer bevorzugten Ausführung der erfindungsgemäßen Druckenlastung kann das aus der Druckentlastungseinrichtung
kommende Kühlmittel, insbesondere bei Hochtemperatur-Reaktoren, in die Atmosphäre ab-
~n~.»U.»— .. I—— r\ -J ff- : L/.-..UI :.*_i
gVgtUCll WCIUCII. L/d3 UtII 11^/11 XJl 1 I NgC CVUIIIiI IUlC! VLIII
Leichtwasserreaktoren kann ebenfalls der Atmosphäre zugeführt werden.
Bei einer weiteren Ausführung kann das gekühlte, gereinigte und getrocknete Kühlmittel Sprühteilchen
zum Entfernen chemischer Zusätze wie Säuren, Laugen, Salze zugeführt werden.
Des weiteren ergibt sich, daß der Reaktordruckbehälter und/oder der Schutzbehälter aufgrund der erfindungsgemäßen
Druckentlastung hinsichtlich des Kühlmittelabzugs offen, aber bezüglich der im Kühlmittel
enthaltenen Spaltprodukte aufgrund der Abtrennvorrichtungen der Druckenlastung als geschlossen anzusehen
ist.
Die Erfindung wird nachfolgend anhand eines in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiels des näheren
erläutert Die Zeichnung zeigt ein Funktionsschaubild einer Druckentlastung.
Eine mit dem Reaktordruckbehälter und/oder dem Schutzbehälter verbundene Kühlmittelzufuhr 1 ist mit
einem Düsensystem 2 in einem Behälter 3 mit einer Flüssigkeits- bzw. Wasservorlage 4 tief unterhalb des
Flüssigkeitsspiegels 5 angeordnet. Der Vorlagebehäiter 3 weist oberhalb des Flüssigkeitsspiegels 5 einen Gasbzw.
Luftsammeiraum 6 mit einer Kühlmittelleitung 7 auf. Der Vorlagebehälter 3 ist mit einem Kühlkreislauf 8
aus einer Umwälzpumpe 9, einem Gasabscheider 10, einem Kühler 11 und einem Ionenaustauscher 12 für die
VoriageHüssigkeii 4 versehen. Die Kflhlmittelleitung 7
ist mit einem Waschzyklon 13 verbunden. Eine Wasch-Düssigkeitsleitung
14 ist mit einem Düsensystem 15 in der Achse des über eine Abfliißleitung 16 mit einem
Behälter 17 für die Waschflüssigkeit 18 verbundenen Waschzyklons 13 angeordnet. Der Waschflüssigkeitsbehälter
17 ist über einen Kühlkreislauf 19 aus einer Um-■> wälzpumpe 20, einem geschlossenen Gasabscheider 21,
einem Kühler 22, einem Ionenaustauscher 23 und der Flüssigkeitsleitung 14 mit dem Düsensystem 15 im
Waschzyklon 13 verbunden. Von dem Waschzyklon 13 führt eine Kühlmittelleitung 24 zu einem Trocknerzyklon
25. der einen Kühlmittelabzug 26 aufweist und über eine Abflußleitung 27 mit einem Behälter 28 zum Abscheiden
der Restfeuchte 29 aus dem Kühlmittel verbunden ist.
Das vom Reakiuiuruckbchälter und/oder Schutzbehalter
kommende Kühlmittel gelangt in den Vorlagebehälter 3 mit dem oberhalb des Flüssigkeitsspiegels 5
angeordneten Gassammelraum 6 über die Kühlmittelzufuhr 1 mit einem tief unterhalb des Flüssigkeitsspiegels
5 angeordneten Düscnsystem 2 in die Vorlageflüssigkeit 4. Die Vorlagefliissigkeit 4 kann bei einer dem
Kühlmitteldruck entsprechenden Höhe der Flüssigkeitssäule über den Kühlmittel-Austrittsdüsen 2 als
Überdruckventil für den Schutzbehälter fungieren. Wenn die Druckentlastung dem Reaktordruckbehälter
nachgeordnet ist, muß der Vorlage ein Überdruckventil vorgeschaltet sein. In diesem Fall vermag die Vorlageflüssigkeit
4 den Reaktordruckbehälter nicht allein abzudichten.
Bei einer Druckentlastung für Hochtemperatur-Reaktoren lassen sich nahezu alle festen Spaltprodukte
nach einem aus der deutschen Offenlegungsschrift 26 01 460 bekannten Verfahren zum Abtrennen unerwünschter
Verunreinigungen aus dem Kühlmittel Helium an Graphitstaub anlagern. Ausgenommen von dieser
Anlagerung sind nur Jod und Quecksilber, die allerdings bei Hochtemperatur-Reaktoren nur in geringen,
im Bereich der Atemluftqualität liegenden Konzentrationen anfüllen.
In der Vorlageflüssigkeit 4 werden wasserlösliche Spaltprodukte wie Cäsium und Strontium, und gegebenenfalls an Kohlenstoffstaub angelagerte radioaktive Isotope aus dem Kühlmittel entfernt. Die Vorlageflüssigkeit 4 wird mit den darin enthaltenen Verunreinigungen durch die Umwälzpumpe 9 in den Kühlkreislauf 8 abgezogen. In dem Gasabscheider 10 sammeln sich von der Vorlageflüssigkeit 4 mitgerissene Kühlmittelgase. Weiterhin werden die durch Hydratbildung der Vorlageflüssigkeit angelagerten Edelgase, wie Xenon und Krypton, abgetrennt. Diese Hydrate sind zwar extrem wasserlöslich, aber nicht stabil, so daß ein großer Teil der Edelgase ebenso wie das Kühlmittel durch die Vorlajeflüssigkeit 4 in den Gassammelraum 6 gelangt. Im Kühlkreislauf 8 wird die Vorlageflüssigkeit 4 nach dem Durchströmen des Gasabscheiders 10 in dem Kühler 11 abgekühlt und anschließend einem Ionenaustauscher 12 zugeführt. In diesem Ionenaustauscher 12 werden alle festen Spaltprodukte wie Cäsium und Strontium durch einen Anschwemmfilter mit angeschwemmten Pulverharzen aus der Vorlageflüssigkeit 4 abgetrennt. Die gereinigte und gekühlte Vorlageflüssigkeit 4 wird anschließend in den Behälter 3 zurückgeleitet.
In der Vorlageflüssigkeit 4 werden wasserlösliche Spaltprodukte wie Cäsium und Strontium, und gegebenenfalls an Kohlenstoffstaub angelagerte radioaktive Isotope aus dem Kühlmittel entfernt. Die Vorlageflüssigkeit 4 wird mit den darin enthaltenen Verunreinigungen durch die Umwälzpumpe 9 in den Kühlkreislauf 8 abgezogen. In dem Gasabscheider 10 sammeln sich von der Vorlageflüssigkeit 4 mitgerissene Kühlmittelgase. Weiterhin werden die durch Hydratbildung der Vorlageflüssigkeit angelagerten Edelgase, wie Xenon und Krypton, abgetrennt. Diese Hydrate sind zwar extrem wasserlöslich, aber nicht stabil, so daß ein großer Teil der Edelgase ebenso wie das Kühlmittel durch die Vorlajeflüssigkeit 4 in den Gassammelraum 6 gelangt. Im Kühlkreislauf 8 wird die Vorlageflüssigkeit 4 nach dem Durchströmen des Gasabscheiders 10 in dem Kühler 11 abgekühlt und anschließend einem Ionenaustauscher 12 zugeführt. In diesem Ionenaustauscher 12 werden alle festen Spaltprodukte wie Cäsium und Strontium durch einen Anschwemmfilter mit angeschwemmten Pulverharzen aus der Vorlageflüssigkeit 4 abgetrennt. Die gereinigte und gekühlte Vorlageflüssigkeit 4 wird anschließend in den Behälter 3 zurückgeleitet.
Das vorgereinigte und vorgekühite, als Gas und/oder Dampf im Gassammelraum 6 vorliegende Kühlmittel
wird über die Kühlmittelleitung 7 aus dem Behälter 3 abgezogen und dem Waschzyklon 13 zugeführt, in dem
die im Kühlmittel noch enthaltenen Staubpartikel oder Wassertropfen abgeschieden werden.
Dem Kühlmitteldampf wird durch Einspritzen von
9
Waschflüssigkeit, beispielsweise Wasser, Wärme entzogen, so daß Naßdampf mit einer Temperatur unter
1000C und starker Neigung zur Kondensationskernbildung entsteht. Bei der im Kühlkreislauf des Waschzyklons
13 umlaufenden Flüssigkeit handelt es sich um ϊ Wasser, in dem 7. B. Kaliumjodid gelöst ist. In dem
dampfförmigen Kühlmittel ist das aufgrund der Kühlmitteltemperatur gasförmige, nicht wasserlösliche
Spaltprodukt Jod enthalten. Der Kaliumjodidzusatz in
':':; der Waschflüssigkeit macht das Jod nach der Formel ι ο
; K] ■ /jfc» K* J ■ )i~ wasserlöslich. Demzufolge kann
;' das Jod im Waschzyklon 13 aus dem Kühlmittel ausge-
;' ι waschen werden.
'■' Die im Kühlmittel enthaltenen festen Spaltprodukt-
'; partikel wie Cäsium und Strontium bilden Kondensa-
: . tionskerne, an denen sich auch kleinste im Kühlmittel
enthaltene Wassertropfen ebenso wie an Staub anla-
v; gern und aus dem Kühlmittel ausgewaschen werden
iä können.
V, Die radioaktiven Edelgase Xenon und Krypton kön-
·'? nen im Waschzyklon 13 mit der Waschflüssigkeit Hy-
'; drate bilden, die wasserlöslich sind und mit den Wasscr-
!■| tropfen aus dem Kühlmittel ausgeschleudert werden.
Nur ein Rest der radioaktiven Edelgase kann mit dem
„i gewaschenen Kühlmittel, in dem durch Sprühverlust
i; Waschflüssigkeit enthalten sein kann, aus dem Wasch-
IJ; zyklon 13 in die Kühlmittelleitung 24 abströmen.
Λ Um den Waschflüssigkeitsverlust im Waschzyklon
l'ß auszugleichen, wird dem Kühlkreislauf 19 des Waschzy-
·''{ klons 13 aus einem Vorratsbehälter Flüssigkeit züge-
φ führt.
'.}: Die Waschflüssigkeit gelangt aus dem Waschzyklon
':}i 13 über eine Abflußleitung 16 in den Behälter 17. Aus
\' dem Behälter 17 wird die Waschflüssigkeit über einen
; i Kühlkreislauf 19 durch eine Leitung 14 von einer Um-
'■; wälzpumpe 20 abgezogen. In einem geschlossenen Gas-
;j.: abscheider 21 werden vorzugsweise radioaktive Edelga-
;?j se, wie Xenon und Krypton, sowie Luft aus der Wasch- I
ijf flüssigkeit abgetrennt, die anschließend in dem ge B
ζί schlossenen Kühler 22 abgekühlt und danach dem lo-
Il nenaustauscher 23 mit dem Anschwemmfilter zum Ab-
s§ trennen der Spaltprodukte aus der Waschflüssigkeit zu-
'M geführt. Die gereinigte und gekühlte Waschflüssigkeit
j| gelangt durch die Leitung i4 über das Düsensystem 15
If wieder in den Waschzyklon 13.
Das gereinigte und gekühlte Kühlmittel wird durch die Kühlmittelleitung 24 dem Trocknerzyklon 25 zugeführt,
in dem die Restfeuchte und die darin enthaltenen radioaktiven Produkte aus dem Kühlmittel ausgeschleudert
werden. Dieses ausgeschleuderte Wasser wird über die Abflußleitung 27 aus dem Trocknerzyklon 25 in den
Behälter 28 für die Restfeuchte 29 abgeführt.
Das gereinigte, gekühlte und getrocknete dampfförmige bzw, gasförmige Kühlmittel verläßt über den
Kühlmittelabzug 26 den Trocknerzyklon 25 und kann Sprühteichen zugeführt werden, in denen aus dem Kühlmitte!
gegebenenfalls noch chemische Zusätze wie Säuren, Laugen, Salze entfernt werden können, oder es
kann, wenn es sich um einen Leichtwasserreaktor handelt, als Dampf oder im Falle eines Hochtemperatur-Reaktors
als gekühltes, gereinigtes Gas, beispielsweise Helium, der Atmosphäre in bereits zulässiger Weise zugeführt
werden.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Claims (19)
1. Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall, insbesondere für Leichtwasserreaktoren und heliumgekühlte
Hochtemperatur-Reaktoren, mit einer dem Reaktordruckbehälter und/oder dem Schutzbehälter
nachgeschalteten, aus an sich bekannten Apparaten bestehende Druckentlastungsstation, gekennzeichnet
durch Mittel zum Waschen des Kühlmittels in der Druckentlastungsstation (1 bis 26).
2. Druckentlastung nach Anspruch I1 dadurch gekennzeichnet,
daß die Druckentlastungsstation zwei hintereinander geschaltete Zyklonen (t3, 25) auf- !5
weist, von denen der dem Reaktordruckbehälter und/oder Schutzbehälter nachgeordnete als Waschzyklon
(13) ausgebildet ist, während der andere ein Trocknerzyklon (25) ist.
3. Druckentlastung nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet
durch eine zwischen den Reaktordruckbehälter und/oder den Schutzbehälter und den
Waschzyklon (13) geschaltete Flüssigkeitsvorlage (3, 4,6).
4. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, gekennzeichnet durch einen
Kühlkreislauf (19) für den Wasehzyklon (13).
5. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, gekennzeichnet durch einen
Kühlkreislauf (8) für die Vorlage (3,4,6).
6. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, gekennzeichnet durch den über
eine Abflußleitung (IG) einet·; Waschflüssigkeitsbehälter
(17) mit dem Kühlkreislauf (19) verbundenen Waschzyklon (13).
7. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 6, gekennzeichnet durch je einen
sowohl in den Kühlkreislauf (8) der Vorlage (3,4,6)
als auch in den Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) geschalteten Gasabscheider (10,21).
8. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 7, gekennzeichnet durch je einen
sowohl in den Kühlkreislauf (8) der Vorlage (3,4, b)
als auch in den Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) in der Fließrichtung der Flüssigkeit des jeweiligen
Kühlkreislaufes hinter den Gasabscheider (10, 21) geschalteten Kühler (11,22).
9. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 8, gekennzeichnet durch je einen
sowohl in den Kühlkreislauf (8) der Vorlage (3,4,6) μ
als auch in den Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) in der Fließiichtung der Flüssigkeit des jeweiligen
Kühlkreislaufes hinter den Kühler (11, 12) geschalteten Ionenaustauscher (12,23).
10. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 9, gekennzeichnet durch mit einer
Edelgas-Rückhalteanlage verbundene Gasabscheider (10,21).
11. Druckentlastung nach einem oder mehreren
der Ansprüche 1 bis 10, gekennzeichnet durch Ansehwemmfilter
mit angeschwemmten Pulverharzen als Ionenaustauscher (12,23).
12. Druckentlastung für Leichtwasserreaktoren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis II,
gekennzeichnet durch einen Waschzyklon (13) mit b5 einer Waschflüssigkeit aus Wasser und einem die
Jodlöslichkeit des Wassers fördernden chemischen Zusatz.
13. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 12, dadurch gekennzeichnet,
daß der Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) mit einem Vorratsbehälter für die Waschflüssigkeit
verbunden ist.
14. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 13, gekennzeichnet durch eine
Vorlage (3,4,6) aus einem geschlossenen, die Trennflüssigkeit
(4) enthaltenden und oberhalb ^es Flüssigkeitsspiegels
(5) einen Gas- und Luftsammeiraum (6) aufweisenden Behälter (3) mit einem tief unterhalb
des Flüssigkeitsspiegels angeordneten, durch eine Kühlmittelzufuhr (1) mit dem Schutzbehälter
oder einer Abblaselsitung des Reaktordruckbehälters verbundenen Düsensystem (2) für das Kühlmittelgas
und/oder den Kühlmitteldampf.
15. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 14, gekennzeichnet durch einen
über eine Kühlmittelleitung (7) mit dem Waschzyklon (13) verbundenen Gas- und Luftsammeiraum
(6) des Vorlagebehälters (3).
16. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 15, gekennzeichnet durch eine
mit einem Überdruckventil versehene Kühlmittelzufuhr (1) zwischen dem Reaktordruckbehälter und
dem Düsensystem (2) der Vorlage (3,4,6).
17. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 16, gekennzeichnet durch einen
über einen Kühlmittelabzug (26) mit Sprühteilchen in Verbindung stehenden Trocknerzyklon (25).
18. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 17, gekennzeichnet durch einen
über den Kühlmittelabzug (26) mit der Atmosphäre in Verbindung stehenden Trocknerzyklon (25).
19. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 18, gekennzeichnet durch einen
über eine Abflußleitung (27) mit einem Restfeuchtebehälter (28) verbundenen Trocknerzyklon (25).
Priority Applications (8)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2931140A DE2931140C2 (de) | 1979-08-01 | 1979-08-01 | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
GB8018871A GB2055241B (en) | 1979-08-01 | 1980-06-10 | Pressure relief system in nuclear reactors |
FR8014057A FR2462763A1 (fr) | 1979-08-01 | 1980-06-23 | Appareillage de delestage de pression pour reacteurs nucleaires en cas de perturbation |
IT49157/80A IT1127509B (it) | 1979-08-01 | 1980-07-03 | Perfezionamento nei sistemi di scarico di pressione in caso di emergenza per reattori nucleari |
NLAANVRAGE8004064,A NL185110C (nl) | 1979-08-01 | 1980-07-15 | Kernreaktor met drukontlastingssysteem. |
BE0/201436A BE884354A (fr) | 1979-08-01 | 1980-07-17 | Appareillage de delestage de pression pour reacteurs nucleaires en cas de perturbation |
JP10634480A JPS5622995A (en) | 1979-08-01 | 1980-08-01 | Pressure reduceng device at nuclear reactor accident |
US06/628,140 US4661312A (en) | 1979-08-01 | 1984-07-10 | Pressure relief system in nuclear reactors |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2931140A DE2931140C2 (de) | 1979-08-01 | 1979-08-01 | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2931140A1 DE2931140A1 (de) | 1981-02-19 |
DE2931140C2 true DE2931140C2 (de) | 1984-06-07 |
Family
ID=6077308
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2931140A Expired DE2931140C2 (de) | 1979-08-01 | 1979-08-01 | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4661312A (de) |
JP (1) | JPS5622995A (de) |
BE (1) | BE884354A (de) |
DE (1) | DE2931140C2 (de) |
FR (1) | FR2462763A1 (de) |
GB (1) | GB2055241B (de) |
IT (1) | IT1127509B (de) |
NL (1) | NL185110C (de) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2585104A1 (fr) * | 1985-07-20 | 1987-01-23 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Appareil a liquide formant soupape de surpression |
DE3527163A1 (de) * | 1985-07-30 | 1987-02-05 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors |
DE102004024722A1 (de) * | 2004-05-19 | 2005-12-15 | Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg | Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3637795A1 (de) * | 1986-11-06 | 1988-05-11 | Siemens Ag | Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle |
JPH0311279Y2 (de) * | 1986-12-04 | 1991-03-19 | ||
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 |
US4859405A (en) * | 1987-11-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Filtered venting and decay heat removing apparatus and system for containment structures, and method of operation |
DE3815850A1 (de) * | 1988-05-09 | 1989-11-23 | Siemens Ag | Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung |
US4927596A (en) * | 1988-08-12 | 1990-05-22 | Electric Power Research Institute, Inc. | Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment |
EP0498016B1 (de) * | 1991-02-07 | 1995-04-26 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren und Anlage zur Druckentlastung der Sicherheitshülle eines Kernkraftwerks |
FR2682214A1 (fr) * | 1991-10-03 | 1993-04-09 | Trepaud Sa | Centrale nucleaire a separateur de matieres radioactives. |
DE19638659C1 (de) * | 1996-09-20 | 1998-02-12 | Siemens Ag | Verfahren sowie System zur Verringerung des Austretungsrisikos von radioaktivem Iod bei der Revision von Primärkreiskomponenten eines Kernkraftwerks |
CA2458377C (en) * | 2001-08-24 | 2014-02-18 | Bs & B Safety Systems, Inc. | Monitoring system for a pressurized container |
DE102005057249A1 (de) * | 2005-11-29 | 2007-05-31 | Framatome Anp Gmbh | Einspeisesystem und zugehöriges Betriebsverfahren |
KR101513725B1 (ko) * | 2014-03-03 | 2015-04-22 | 주식회사 미래와도전 | 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통 |
CZ308962B6 (cs) * | 2015-10-12 | 2021-10-20 | Centrum Výzkumu Řež S.R.O. | Způsob záchytu helia z jaderných reaktorů a zařízení k provádění tohoto způsobu |
JP6737957B2 (ja) * | 2016-11-28 | 2020-08-12 | フラマトム ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所 |
US11227696B2 (en) | 2017-11-21 | 2022-01-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Reactor containment building spent fuel pool filter vent |
CN110097989B (zh) * | 2018-01-31 | 2022-11-18 | 中国辐射防护研究院 | 一种用于球床高温气冷堆的去石墨粉尘污染方法 |
US20200376431A1 (en) * | 2019-05-30 | 2020-12-03 | Durr UNIVERSAL, Inc. | Methods and apparatus to deodorize fluids |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2252574A1 (de) * | 1971-11-19 | 1973-05-24 | Gulf Oil Corp | Druckbegrenzungs- und sicherheitssystem |
DE2361666B1 (de) * | 1973-12-11 | 1975-05-15 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktoranlage mit Absperrventilen beiderseits einer Druckkammerwand |
DE2601460A1 (de) * | 1976-01-16 | 1977-07-21 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Verfahren zum reinigen des kuehlgases von hochtemperatur-kernreaktoren |
DE2525119B2 (de) * | 1974-06-05 | 1977-12-01 | Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau | Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken |
Family Cites Families (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL235957A (de) * | 1958-02-12 | |||
DE1185736B (de) * | 1958-12-02 | 1965-01-21 | Linde Eismasch Ag | Verfahren und Vorrichtung zum Schutze von Gasreinigungsanlagen in Atomreaktoranlagen |
US3376357A (en) * | 1961-07-14 | 1968-04-02 | Atomic Energy Commission Usa | Purification and reclamation of moderator-coolants |
DE1273715B (de) * | 1966-12-28 | 1968-07-25 | Siemens Ag | Druck- oder Siedewasserreaktor mit Dampftrocknung |
US3459635A (en) * | 1966-12-29 | 1969-08-05 | Combustion Eng | Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations |
DE1936844C3 (de) * | 1969-07-19 | 1974-03-07 | Siemens Ag, 1000 Berlin U. 8000 Muenchen | Verfahren zur Druckhaltung in Druckwasserreaktoren und Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
US3700550A (en) * | 1969-11-21 | 1972-10-24 | Daniel A Shiells | Process for purifying water utilized in a boiling water reactor |
DE2049792A1 (en) * | 1970-10-10 | 1972-04-13 | Interatom | Gas pressure relief system - for nuclear plant and comprising a modified cyclone |
SE349887B (de) * | 1971-02-10 | 1972-10-09 | Asea Atom Ab | |
US4012490A (en) * | 1972-07-25 | 1977-03-15 | Airco, Inc. | Removing radioactive noble gases from nuclear process off-gases |
DE2312228A1 (de) * | 1973-03-12 | 1974-09-26 | Siemens Ag | Druckwasserreaktor |
JPS5623118B2 (de) * | 1974-01-28 | 1981-05-29 | ||
GB1470795A (en) * | 1974-02-01 | 1977-04-21 | Atomic Energy Authority Uk | Helium cooled nuclear reactors |
JPS5514971B2 (de) * | 1974-04-20 | 1980-04-19 | ||
FR2307566A1 (fr) * | 1975-04-18 | 1976-11-12 | Commissariat Energie Atomique | Installation de filtration d'aerosols |
JPS5256297A (en) * | 1975-11-04 | 1977-05-09 | Hitachi Ltd | Method of removing iodine in containing vessel of atomic reactor |
JPS5293900A (en) * | 1976-02-02 | 1977-08-06 | Hitachi Ltd | Purififying method and device for nuclear reactor |
DE2607292C2 (de) * | 1976-02-23 | 1985-08-29 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Befreiung von im Kernreaktorbetrieb verbrauchten Ionenaustauscherharzen von radioaktiven Korrosionsprodukten |
JPS537878A (en) * | 1976-07-09 | 1978-01-24 | Mitsuba Kougiyoushiyo Kk | Dust collecting method and system |
JPS5317896A (en) * | 1976-08-02 | 1978-02-18 | Nippon Kokan Kk <Nkk> | Drying method for inside of reactor |
DE2656096C3 (de) * | 1976-12-10 | 1979-06-13 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Reinigungsanlage für das in dem Dampferzeuger eines Kernreaktors zu verdampfende Wasser |
JPS53122097A (en) * | 1977-03-31 | 1978-10-25 | Toshiba Corp | Atomic power plant |
US4495137A (en) * | 1981-01-21 | 1985-01-22 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Nuclear reactor |
-
1979
- 1979-08-01 DE DE2931140A patent/DE2931140C2/de not_active Expired
-
1980
- 1980-06-10 GB GB8018871A patent/GB2055241B/en not_active Expired
- 1980-06-23 FR FR8014057A patent/FR2462763A1/fr active Granted
- 1980-07-03 IT IT49157/80A patent/IT1127509B/it active
- 1980-07-15 NL NLAANVRAGE8004064,A patent/NL185110C/xx not_active IP Right Cessation
- 1980-07-17 BE BE0/201436A patent/BE884354A/fr not_active IP Right Cessation
- 1980-08-01 JP JP10634480A patent/JPS5622995A/ja active Pending
-
1984
- 1984-07-10 US US06/628,140 patent/US4661312A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2252574A1 (de) * | 1971-11-19 | 1973-05-24 | Gulf Oil Corp | Druckbegrenzungs- und sicherheitssystem |
DE2361666B1 (de) * | 1973-12-11 | 1975-05-15 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktoranlage mit Absperrventilen beiderseits einer Druckkammerwand |
DE2525119B2 (de) * | 1974-06-05 | 1977-12-01 | Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau | Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken |
DE2601460A1 (de) * | 1976-01-16 | 1977-07-21 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Verfahren zum reinigen des kuehlgases von hochtemperatur-kernreaktoren |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2585104A1 (fr) * | 1985-07-20 | 1987-01-23 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Appareil a liquide formant soupape de surpression |
DE3525986A1 (de) * | 1985-07-20 | 1987-01-29 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Fluessigkeitsvorlage als rberdruckventil |
DE3527163A1 (de) * | 1985-07-30 | 1987-02-05 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors |
FR2585585A1 (fr) * | 1985-07-30 | 1987-02-06 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Procede de separation de constituants radio-actifs a partir de gaz ou de vapeurs d'un reacteur nucleaire |
DE102004024722A1 (de) * | 2004-05-19 | 2005-12-15 | Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg | Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor |
DE102004024722B4 (de) * | 2004-05-19 | 2011-05-26 | Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg | Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB2055241A (en) | 1981-02-25 |
IT1127509B (it) | 1986-05-21 |
IT8049157A0 (it) | 1980-07-03 |
NL8004064A (nl) | 1981-02-03 |
JPS5622995A (en) | 1981-03-04 |
NL185110B (nl) | 1989-08-16 |
FR2462763B1 (de) | 1983-04-22 |
DE2931140A1 (de) | 1981-02-19 |
BE884354A (fr) | 1980-11-17 |
FR2462763A1 (fr) | 1981-02-13 |
GB2055241B (en) | 1983-06-29 |
NL185110C (nl) | 1990-01-16 |
US4661312A (en) | 1987-04-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2931140C2 (de) | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall | |
EP2609597B1 (de) | Verfahren zur druckentlastung eines kernkraftwerks, druckentlastungssystem für ein kernkraftwerk sowie zugehöriges kernkraftwerk | |
EP2423923B1 (de) | Verfahren zur Druckentlastung eines Kernkraftwerks, Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Kernkraftwerk | |
DE2241303C3 (de) | Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage | |
WO2004114322A2 (de) | Kerntechnische anlage und verfahren zur druckentlastung einer kerntechnischen anlage | |
DE1146598B (de) | Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren | |
DE1589657B2 (de) | Behaeltersystem fuer atomkernreaktoren | |
DE2107479B2 (de) | Verfahren zur dekontaminierung der oberflaechen von kernreaktorbauteilen | |
WO2014154752A1 (de) | Ventingsystem für das containment einer kerntechnischen anlage | |
DE10328774B3 (de) | Kerntechnische Anlage mit Druckentlastung | |
DE19809000C1 (de) | Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage | |
DE2847862C3 (de) | Kühleinrichtung zum Kühlen der Atmosphäre im Primärschutzbehälter eines Kernreaktors | |
DE3527163C2 (de) | ||
DE2104356B2 (de) | Verfahren und einrichtung zur thermischen entgasung des primaerkuehlmittels von kernreaktoren | |
DE1227577B (de) | Kernreaktoranlage mit gasdichtem Behaelteraufbau | |
JP7223518B2 (ja) | 有機よう素捕集装置 | |
DE1614631A1 (de) | Kernkraftwerksanlage | |
DE2844608C2 (de) | ||
DE4129362A1 (de) | Anordnung und verfahren einer autonomen brennelement-spueleinrichtung | |
DE102013222272A1 (de) | Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Verfahren | |
DE2800120C2 (de) | Verfahren zum Reinigen der Abgase einer Wiederaufarbeitungsanlage für bestrahlte Kernbrennstoffe | |
AT217131B (de) | Gasgekühlter Kernreaktor mit einem Wärmeaustauscher zur Erzeugung von Wasserdampf | |
DE3917546C2 (de) | ||
DE3045382C2 (de) | Verdampfungsanlage für radioaktive Abwässer | |
DE2722870A1 (de) | Einrichtung zur vermeidung der kontamination eines brennelementlagerbeckens |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OAP | Request for examination filed | ||
OD | Request for examination | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |