DE3212265A1 - Verfahren und einrichtung zur gezielten aktivitaetsableitung aus dem reaktorschutzgebaeude einer gasgekuehlten kernkraftanlage - Google Patents

Verfahren und einrichtung zur gezielten aktivitaetsableitung aus dem reaktorschutzgebaeude einer gasgekuehlten kernkraftanlage

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Description

HOCHTEMPERATUR-REAKT*©iiBAö· GmtH":" ..:.:". 3212265
- ψ-
Köln
Int.-Nr. 8 12 0 Mannheim, 19.03.82
Verfahren und Einrichtung zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage
Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Einrichtung zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage, das als Barriere gegen Freisetzung aktiven Kühlgases an die Umgebung die Kernkraftanlage einschließt und mit einem Ableitungsweg für bei Normalbetrieb auftretende Kühlgasleckagen versehen ist, der ein betriebliches Filtersystem, Abluftgebläse und einen Kamin umfaßt.
Stand der Technik sind Kernkraftanlagen, bei denen ein Hochtemperaturreaktor innerhalb eines Reaktordruckbehälters installiert ist, der seinerseits von einem Schutzbehälter bzw. Schutzgebäude umschlossen ist. Dieser hat unter anderem die Aufgabe, die Freisetzung von Spaltprodukten an die Umgebung zu verhindern. Bei der bekannten AVR-Anlage steht der Schutzbehälter während des Betriebes unter leichtem Unterdruck, um Primärkreisleckagen in die Atmosphäre auszuschließen. Wegen der in der AVR-Anlage verwendeten Brennelemente mit beschichteten Spaltstoffteilchen ist die Kühlgasaktivität im Primärkreislauf ohnehin gering.
Bei anderen Kernkraftanlagen mit Hochtemperaturreaktor ist vorgesehen, den Schutzbehälter auf einen Druck auszulegen, der die Aufnahme aller betrieblichen und störfallbedingten Leckagen in dem Schutzbehälter ermöglicht (Volldruck-Containment) , und die aus dem Reaktordruckbehälter sowie aus radioaktiven Kreisläufen stammenden Kühlgasleckagen verzögert über Filterstrecken und einen Kamin in die Umgebung abzuleiten. Selbst bei großen Storfällen wie dem Versagen eines Reaktordruckbehälter-Abschlusses wird das austretende Kühlgas zurückgehalten und gezielt über Filter und Kamin abgegeben, so daß die Auswirkungen des Störfalls begrenzt bleiben.
Bei dem Kernkraftwerk THTR-300 ist ebenfalls die Ableitung von im Normalbetrieb und bei kleinen Störfällen auftretenden Kühlgasleckagen über ein Filtersystem, Abluftgebläse und einen Kamin an die Atmosphäre vorgesehen. Das den Reaktordruckbehälter umschließende Reaktorschutzgebäude ist jedoch nicht auf vollen Druck ausgelegt, und bei Störfällen, die große Leckagen freisetzen, werden diese Leckagen ungefiltert über den Kamin an die Umgebung gegeben.
Von diesem Stand der Technik wird bei der Erfindung ausgegangen, wobei ihr die Aufgabe zugrunde liegt, für die eingangs beschriebene Kernkraftanlage ein Verfahren und eine Einrichtung anzugeben, die die gefilterte Ableitung auch großer Lekkagen gestatten, ohne daß die Auslegung des Reaktorschutzgebäudes auf vollen Druck erforderlich ist.
Gemäß der Erfindung ist das Verfahren dadurch gekennzeichnet, daß bei Anstieg des Druckes im Reaktorschutzgebäude über einen vorgegebenen Grenzwert der für Normalbetrieb vorgesehene Ableitungsweg automatisch abgesperrt und durch öffnen eines
zweiten, dem ersten weitgehend parallelen Ableitungsweges eine gezielte Entlastung des Reaktorschutzgebäudes vorgenommen wird, wobei die austretenden Primärkreisleckagen durch Einrichtungen zum Temperaturabbau und zur Ablagerung von Spaltprodukten sowie durch ein Filtersystem für gasförmige Spaltprodukte und Schwebstoffe in den Kamin geleitet werden.
Die Erfindung ermöglicht es, den Auslegungsdruck eines Reaktorschutzgebäudes zu reduzieren, ohne daß es zu einem störfallbedingten Versagen des Reaktorschutzgebäudes kommen kann. Je nach Auslegungsdruck des Reaktorschutzgebäudes, welcher auch durch andere Anforderungen (Schutz des Reaktordruckbehälters vor Einwirkungen von außen) mitbestimmt wird, können die Grenzwerte für die Absperrung des für Normalbetrieb vorgesehenen Ableitungsweges wie auch die Grenzwerte für den zweiten, in Störfällen benutzten Ableitungsweg unterschiedlich hoch gewählt werden, so daß auch die Auslegungsanforderungen an die Einrichtungen zum Temperaturabbau und zur Ablagerung von Spaltprodukten stark schwanken.
Ober die Festlegung des Grenzwertes, bei dem der zweite Ableitung sweg geöffnet und damit durch Ausströmen des Inhalts des Reaktorschutzgebäudes dieses Gebäude druckentlastet wird, kann vorteilhafterweise Einfluß auf die Zeitdauer genommen werden, während welcher das Reaktorschutzgebäude einer Überdruckbelastung ausgesetzt ist. Ein weiterer Vorteil der Erfindung ist darin zu sehen, daß nach erfolgter Druckentlastung die Luftmenge in dem Reaktorschutzgebäude vermindert ist, so daß der Lufteinbruch in den Primärkreis ebenfalls reduziert wird.
Selbst bei hypothetischen Störfällen ist die Spaltproduktabgabe an die Umgebung stark herabgesetzt, da die in den zweiten Ab-
leitungsweg eingebauten Einrichtungen verzögernd wirken, wodurch kurzlebige Spaltprodukte bereits nach Durchlaufen des Ableitungsweges zerfallen sind. Langlebige Spaltprodukte werden in fester als auch in gasförmiger Form in den entsprechenden Einrichtungen zurückgehalten, und die Temperaturbelastung der Umgebung wird ebenfalls reduziert.
Eine Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens zeichnet sich dadurch aus, daß die Mittel zum öffnen des zweiten Ableitungsweges redundant ausgeführt sind und aus einer aktiv zu betätigenden Armatur sowie aus einer Berstscheibe bestehen. Durch das Vorhandensein zweier diversitärer Einrichtungen, von denen die eine aktiv betätigt wird und die andere passiv wirksam ist, kann das Versagen des Reaktorschutzgebäudes ausgeschlossen werden. Die Berstscheibe ist so ausgelegt, daß sie nicht nur bei Versagen der Armatur, sondern auch bei zu schnellem Druckanstieg in dem Reaktorschutzgebäude anspricht.
Zu der Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens gehört auch ein selbsttätig schließendes Rückstoßventil mit Verriegelung, das in dem für Normalbetrieb vorgesehenen Ableitungsweg angeordnet ist. Mit diesem Rückstoßventil wird bei größeren Leckagen automatisch der normale Ableitungsweg geschlossen, so daß die gesamte Kühlgasleckage zunächst in dem Reaktortorschutzgebäude verbleibt. Gleichzeitig oder zeitlich später wird dann der parallele Entlastungsweg geöffnet, und die Leckage kann über diesen Weg ausströmen.
Die gemäß der Erfindung vorgesehenen Einrichtungen zum Temperaturabbau können als Regenerativ-Wärmetauscher ausgebildet sein. Diese bestehen aus Schüttungen von Kugeln aus wärmeaufnehmendem Material , vorzugsweise von Graphitkugeln.
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Den Einrichtungen- zum Temperaturabbau und zur Ablagerung von Spaltprodukten kann, falls erforderlich, eine Rekombinationsanlage für brennbare Gase nachgeschaltet sein. Mit einer solchen Anlage läßt sich verhindern, daß sich nach hypothetischen Störfällen (die die thermische Zersetzung des Betons des Reaktordruckbehälters zur Folge haben) im Reaktorschutzgebäude brennbare Gase ansammeln.
Die Einrichtungen zur Spaltproduktrückhaltung wie auch die Rekombinationsanlage für die brennbaren Gase können teilweise oder ganz mit den Regenerativ-Wärmetauschern identisch sein.
Die Wirksamkeit der Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens läßt sich noch dadurch verbessern, daß in Strömungsrichtung vor den Filtersystemen der beiden Ableitungswege eine Verbindungsleitung zwischen den Ableitungswegen vorgesehen ist, in welcher eine Absperrarmatur angeordnet ist. Durch öffnen dieser Absperrarmatur können bei abgesperrtem normalem Ableitungsweg das betriebliche Filtersystem wie auch die Abluftgebläse für die Leckageabfuhr über den zweiten Ableitungsweg eingesetzt werden, und es ist die Möglichkeit gegeben, in dem Reaktorschutzgebäude langfristig wieder Unterdruck zu erzielen.
Eine zusätzliche Absicherung des Reaktorschutzgebäudes gegen Oberdruck ist bei der Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens dadurch gegeben, daß im oberen Bereich des Reaktorschutzgebäudes ein Sicherheitsventil angeordnet ist. Dieses Sicherheitsventil ist so ausgelegt, daß sein Ansprechdruck höher ist als der Ansprechdruck der Berstscheibe und derjenige des Rückstoßventils.
Vorzugsweise wird ein Sicherheitsventil verwendet, das auch durch aktiven Eingriff geöffnet werden kann. Ein gezieltes öffnen dieses Ventils wäre beispielsweise in dem Fall eines zerstörten Kamins wünschenswert, da eine ungefilterte Abgabe des Inhalts des Reaktorschutzgebäudes in Höhe der Kuppel dieses Gebäudes einer gefilterten Abgabe in Bodennähe vorzuziehen ist.
In der Zeichnung ist ein Ausführungsbeispiel der Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens schematisch dargestellt.
Die Figur läßt ein Reaktorschutzgebäude 1 erkennen, in dem eine Kernkraftanlage mit gasgekühltem Hochtemperaturreaktor untergebracht ist. Aus dem Reaktorschutzgebäude 1 tritt ein erster Ableitungsweg 2 für während des Normalbetriebs anfallende Kühlgasleckagen aus. In dem Ableitungsweg 2 sind in Strömungsrichtung angeordnet: ein Rückstoßventil 3 mit Verriegelung, ein betriebliches Filtersystem 4 zur Rückhaltung von festen Spaltprodukten, ein Abluftgebläse 5 und ein Kamin 6.
Parallel zu dem ersten Ableitungsweg 2 ist ein zweiter Ableitung sweg 7 vorgesehen. Dieser ist in dem an das Reaktorschutzgebäude 1 anschließenden Bereich in zwei parallele Pfade 7a und 7b aufgeteilt; in dem Pfad 7a ist eine Armatur 8 angeordnet, während sich in dem Pfad 7b eine Berstscheibe 9 befindet. Hinter der Vereinigungsstelle der beiden Pfade 7a und 7b sind ein Regenerativ-Wärmetauscher 10, eine Ablagerungsstrecke 11 für feste Spaltprodukte sowie eine Rekombinationsanlage 12 für brennbare Gase vorgesehen. Weiterhin umfaßt der Ableitungsweg 7 noch ein Filtersystem 13 für gasförmige Spaltprodukte wie
...11
Jod und Schwebstoffe. Hinter dem Filtersystem 13 tritt er in den Kamin 6 ein.
Die beiden Ableitungswege 2 und 7 sind durch eine Verbindungsleitung 14 miteinander verbunden, in der eine Absperrarmatur installiert ist. Die Verbindungsleitung 14 tritt - in Strömungsrichtung gesehen - vor dem Filtersystem 13 aus dem Ableitungweg 7 aus und vor dem Filtersystem 4 in den Ableitungsweg ein. Bei geöffneter Absperrarmatur 15 kann also ein Teil strom der abzuführenden Kühlgasleckage über das Filtersystem 4 geleitet werden.
In der Kuppel 17 des Reaktorschutzgebäudes 1 ist noch ein Sicherheitsventil 16 angeordnet, das einen höheren Ansprechdruck als das Rückstoßventil 3 und die Berstscheibe 9 hat. Es läßt sich auch gezielt öffnen.
Bei Normalbetrieb wird das Reaktorschutzgebäude 1 gegenüber seiner Umgebung auf Unterdruck gehalten. Die Armaturen 8 und 15 sowie das Sicherheitsventil 16 sind geschlossen; die Berstscheibe 9 ist intakt. Die Abluft wird über den ersten Ableitung sweg 2, also über das Rückstoßventil 3, das betriebliche Filtersystem 4 und das Abluftgebläse 5 sowie durch den Kamin 6, in die Atmosphäre abgegeben.
Bei Betriebsstörungen, die mit kleinen Kühlgasleckagen verbunden sind, erfolgt die Ableitung dieser Leckagen ebenfalls über den Ableitungsweg 2. Dabei kann sich in dem Reaktorschutzgebäude 1 auch überdruck gegenüber der Umgebung einstellen. Die Größe des noch für den Ableitungsweg 2 zulässigen Leckagestromes hängt davon ab, wie hoch das Filtersystem 4 durch Temperaturen belastet werden darf.
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Bei Störfällen, die so große Kühlgasleckagen zur Folge haben, daß das betriebliche Filtersystem 4 einer unzulässig hohen Temperaturbelastung ausgesetzt wird oder daß an dem Rückstoßventil 3 eine größere Druckdifferenz auftritt, wird der Ableitungsweg 2 durch selbsttätiges Schließen und Verriegeln des Rückstoßventils 3 abgesperrt, und die gesamte Kühlgasleckage verbleibt in dem Reaktorschutzgebäude 1.
Eine gezielte Entlastung bzw. Entleerung des Reaktorschutzgebäudes 1 erfolgt nun über den zweiten Ableitungsweg 7, und zwar über den Pfad 7a durch öffnen der Armatur 8. Die Kühlgasleckagen gelangen nun über den Regenerativ-Wärmetauscher 10, die Ablagerungsstrecke 11, die Rekombinationsanlage 12 und das Piltersystem 13 durch den Kamin 6 an die Umgebung. Falls erforderlich, können durch öffnen der Absperrarmatur 15 zusätzlich zu dem Filtersystem 13 auch das betriebliche Filtersystem 4 und das Abluftgebläse 5 für die Leckagenabfuhr eingesetzt werden. Langfristig läßt sich durch diese Maßnahme wieder Unterdruck im Reaktorschutzgebäude 1 herstellen.
3ei Versagen der Armatur 8 bzw. bei zu schnellem Druckanstieg in dem Reaktorschutzgebäude 1 wird die in dem Pfad 7b befindliche Berstscheibe 9 zum Bersten gebracht, und die Kühlgasleckagen können auf dem eben beschriebenen Wege, nämlich über die Einrichtungen 10, 11, 12, 13, 6, abgeführt werden.
Der weiteren Absicherung des Reaktorschutzgebäudes 1 gegen überdruckversagen dient das Sicherheitsventil 16. Es ist so ausgelegt, daß es erst anspricht, wenn bei abgesperrtem erstem Ableitungsweg 2 ein Versagen der Berstscheibe 9 vorliegt.
Leerseite

Claims (10)

  1. Patentansprüche
    Verfahren zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage, das als Barriere gegen Freisetzung aktiven Kühlgases an die Umgebung die Kernkraftanlage einschließt und mit einem Ableitungsweg für bei Normalbetrieb auftretende Kühlgasleckagen versehen ist, der ein betriebliches Filtersystem, Abluftgebläse und einen Kamin umfaßt, dadurch gekennzeichnet, daß bei Anstieg des Druckes im Reaktorschutzgebäude
    (I) über einen vorgegebenen Grenzwert der für Normalbetrieb vorgesehene Ableitungsweg (2) automatisch abgesperrt und durch öffnen eines zweiten, dem ersten weitgehend parallelen Ableitungsweges (7) eine gezielte Entlastung des Reaktorschutzgebäudes (1) vorgenommen wird, wobei die austretenden Primärkreisleckagen durch Einrichtungen zum Tem~ peraturabbau (10) und zur Ablagerung von Spaltprodukten
    (II) sowie durch ein Filtersystem (13) für gasförmige Spaltprodukte und Schwebstoffe in den Kamin (6) geleitet werden.
  2. 2. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Mittel zum öffnen des zweiten Ableitungsweges (7) redundant ausgeführt sind und aus einer aktiv zu betätigenden Armatur (8) sowie aus einer Berstscheibe (9) bestehen.
    ...10/
  3. 3. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zur automatischen Absperrung des für Normalbetrieb vorgesehenen Ableitungsweges (2) in diesem Ableitungsweg ein selbsttätig schließendes Rückstoßventil (3) mit Verriegelung installiert ist.
  4. 4. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Einrichtungen zum Temperaturabbau Regenerativ-Wärmetauscher (10) vorgesehen sind.
  5. 5. Einrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Regenerativ-Wärmetauscher (10) aus Schüttungen von Kugeln wärmeaufnehmenden Materials, vorzugsweise von Graphitkugeln, bestehen.
  6. 6. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß den Einrichtungen zum Temperaturabbau (10) und zur Ablagerung von Spaltprodukten (11) eine Rekombinationsanlage (12) für brennbare Gase nachgeschaltet ist.
  7. 7. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1 sowie nach den Ansprüchen 4 und 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Regenerativ-Wärmetauscher (10) wenigstens teilweise auch als Einrichtung zur Spaltproduktrückhaltung (11) und als Rekombinationsanlage (12) für brennbare Gase eingesetzt werden.
    ...11/
  8. 8. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß in Strömungsrichtung vor den Filtersystemen (4, 13) der beiden Ableitungswege (2, 7) eine Verbindungsleitung (14) zwischen den Ableitungswegen (2, 7) vorgesehen ist, in der eine Absperrarmatur (15) angeordnet ist.
  9. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1 sowie nach den Ansprüchen 2 und 3, dadurch gekennzeichnet, daß zur zusätzlichen Druckentlastung des Reaktorschutzgebäudes (1) in seinem oberen Bereich ein Sicherheitsventil (16) installiert ist, dessen Ansprechdruck höher ist als derjenige der Berstscheibe (9) und des Rück stoßventils (3) .
  10. 10. Einrichtung nach Anspruch 9, gekennzeichnet durch die Ver wendung eines Sicherheitsventils (16), das auch durch aktiven Eingriff geöffnet werden kann.
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JP58046091A JPS58173499A (ja) 1982-04-02 1983-03-22 放射能除去装置
US06/843,796 US4698202A (en) 1982-04-02 1986-03-25 Process for installation for the controlled discharge of activity from a reactor containment structure of a gas-cooled nuclear power plant

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Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3435256A1 (de) * 1984-09-26 1986-04-03 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Verfahren und einrichtung zur druckabsicherung eines von einem reaktorschutzgebaeude umgebenen spannbetondruckbehaelters und zur verhinderung von aktivitaetsfreisetzung an die umgebung
EP0263993A2 (de) * 1986-10-17 1988-04-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Druckabbausystem für den Sicherheitsbehälter eines Kernreaktors
EP0269847A1 (de) * 1986-11-06 1988-06-08 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle
EP0285845A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-12 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Druckentlastung eines Kernkraftwerkes
EP0290028A1 (de) * 1987-05-08 1988-11-09 Siemens Aktiengesellschaft Druckentlastungs- und Filtereinrichtung für kerntechnische Anlagen, insbesondere für Druckwasserreaktoren
EP0391659A2 (de) * 1989-04-04 1990-10-10 Pall Corporation Verfahren und Einrichtung zur Filtration
WO1990016071A1 (de) * 1988-05-09 1990-12-27 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einer sicherheitshülle und verfahren zu seiner druckentlastung
DE4141496A1 (de) * 1990-12-17 1992-07-09 Toshiba Kawasaki Kk Entlueftungsvorrichtung mit filter fuer einen reaktor-sicherheitsbehaelter eines kernkraftwerks
RU2523436C1 (ru) * 2013-02-12 2014-07-20 Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3703456A1 (de) * 1987-02-05 1988-08-25 Bbc Reaktor Gmbh Einrichtung zur druckentlastung eines sicherheitsbehaelters einer kernreaktoranlage
DE19946286A1 (de) * 1999-09-27 2001-04-19 Forschungszentrum Juelich Gmbh Reaktorzelle mit Vorrichtung zur Druckentlastung
DE102012005204B3 (de) * 2012-03-16 2013-01-17 Westinghouse Electric Germany Gmbh Reaktordruckentlastungsfiltersystem
DE102012211897B3 (de) * 2012-07-09 2013-06-06 Areva Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem
JP5578589B1 (ja) * 2013-03-26 2014-08-27 中国電力株式会社 原子力設備用の排気設備
US10937555B2 (en) * 2014-12-19 2021-03-02 Caverion Deutschland GmbH Nuclear power plant
US20220199270A1 (en) * 2020-12-22 2022-06-23 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Coolant cleanup systems with direct mixing and methods of using the same

Family Cites Families (29)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2743225A (en) * 1946-08-27 1956-04-24 Leo A Ohlinger Reactor
US3028327A (en) * 1953-05-12 1962-04-03 North American Aviation Inc Closed-cycle water-boiler reactor
NL248734A (de) * 1959-02-24
GB868672A (en) * 1959-03-11 1961-05-25 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to air ventilating equipment for nuclear reactors
US3228849A (en) * 1959-10-29 1966-01-11 Socony Mobil Oil Co Inc Utilization of nuclear fission for chemical reactions
US3322141A (en) * 1962-07-27 1967-05-30 Stone & Webster Eng Corp Containment vessels
US3556941A (en) * 1966-05-30 1971-01-19 Taisei Corp Process and apparatus for treating air contaminated with radioactivity
NL154350B (nl) * 1966-06-07 1977-08-15 Stichting Reactor Centrum Ventilatievoorzieningen voor een procesruimte.
US3438857A (en) * 1967-03-21 1969-04-15 Stone & Webster Eng Corp Containment vessel construction for nuclear power reactors
FR2057244A5 (en) * 1969-08-07 1971-05-21 Commissariat Energie Atomique Fluid flow by pass systems
DE2133250C3 (de) * 1971-07-05 1980-11-20 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muehlheim Vorrichtung zu adsorptiven Verzögerung von radioaktiven Gasen in einem Abgasstrom
US4187146A (en) * 1973-07-11 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Reduction of radioactive emissions from nuclear-reactor plant
DE2346726C3 (de) * 1973-09-17 1979-03-01 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Kernreaktoranlage und Verfahren zu ihrer Belüftung
DE2404843C2 (de) * 1974-02-01 1982-12-16 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Kernkraftwerk mit geschlossenem Gaskühlkreislauf
DE2411039C2 (de) * 1974-03-08 1983-01-05 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Kernkraftwerk mit geschlossenem Gaskühlkreislauf zur Erzeugung von Prozeßwärme
US3976541A (en) * 1974-03-18 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Secondary coolant purification system with demineralizer bypass
DE2454451A1 (de) * 1974-11-16 1976-05-20 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit geschlossenem gaskuehlkreislauf, das mehrere gleiche waermenutzungskreislaeufe umfasst
JPS5277400U (de) * 1975-12-08 1977-06-09
DE2601460C2 (de) * 1976-01-16 1985-05-15 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Verfahren zum Entfernen von Verunreinigungen aus dem Kühlgas von Hochtemperatur-Kernreaktoren
DE2650922C2 (de) * 1976-11-06 1985-05-09 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Wärmetauscher zur Übertragung von in einem Hochtemperaturreaktor erzeugter Wärme an ein Zwischenkreislaufgas
JPS5368397A (en) * 1976-11-29 1978-06-17 Hitachi Ltd Condensing storage tank
GB1568603A (en) * 1977-01-15 1980-06-04 Carborundum Co Ltd Furnace linings
JPS5420298A (en) * 1977-07-15 1979-02-15 Toshiba Corp Safety equipment of reactor
US4224043A (en) * 1978-04-20 1980-09-23 Nfe International, Ltd. Compact multistage particle separator
JPS5829124B2 (ja) * 1978-11-24 1983-06-21 住友金属工業株式会社 バグフイルタ集塵機の爆発防止方法
US4185584A (en) * 1978-12-18 1980-01-29 The B. F. Goodrich Company Signal device
JPS5639498A (en) * 1979-09-10 1981-04-15 Nippon Atomic Ind Group Co Processing system of radioactive gas in nuclear reactor building
JPS5648598A (en) * 1979-09-28 1981-05-01 Tokyo Shibaura Electric Co Contaminated gas processing device
DE2945771A1 (de) * 1979-11-13 1981-05-21 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur beseitigung von in kernkraftwerken entstehenden radioaktiven kohlenstoff

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Nucleonics", Okt. 1965, S.52 *

Cited By (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3435256A1 (de) * 1984-09-26 1986-04-03 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Verfahren und einrichtung zur druckabsicherung eines von einem reaktorschutzgebaeude umgebenen spannbetondruckbehaelters und zur verhinderung von aktivitaetsfreisetzung an die umgebung
EP0263993A2 (de) * 1986-10-17 1988-04-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Druckabbausystem für den Sicherheitsbehälter eines Kernreaktors
EP0263993A3 (en) * 1986-10-17 1988-07-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Pressure suppression system for a security confinement of a nuclear reactor
US4863677A (en) * 1986-11-06 1989-09-05 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear power plant having a containment
EP0269847A1 (de) * 1986-11-06 1988-06-08 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle
US4873050A (en) * 1987-03-23 1989-10-10 Siemens Aktiengesellschaft Method and apparatus for pressure relief of a nuclear power plant
EP0285845A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-12 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Druckentlastung eines Kernkraftwerkes
WO1988009039A1 (en) * 1987-05-08 1988-11-17 Siemens Aktiengesellschaft Pressure-relief and filter device for pressurized water reactors
EP0290028A1 (de) * 1987-05-08 1988-11-09 Siemens Aktiengesellschaft Druckentlastungs- und Filtereinrichtung für kerntechnische Anlagen, insbesondere für Druckwasserreaktoren
WO1990016071A1 (de) * 1988-05-09 1990-12-27 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einer sicherheitshülle und verfahren zu seiner druckentlastung
EP0391659A2 (de) * 1989-04-04 1990-10-10 Pall Corporation Verfahren und Einrichtung zur Filtration
EP0391659A3 (en) * 1989-04-04 1990-12-12 Pall Corporation Filtration system and method
US5318606A (en) * 1989-04-04 1994-06-07 Pall Corporation Filtration system
DE4141496A1 (de) * 1990-12-17 1992-07-09 Toshiba Kawasaki Kk Entlueftungsvorrichtung mit filter fuer einen reaktor-sicherheitsbehaelter eines kernkraftwerks
DE4141496C2 (de) * 1990-12-17 2001-09-27 Toshiba Kawasaki Kk Entlüftungsvorrichtung mit Filter für einen Reaktor-Sicherheitsbehälter eines Kernkraftwerks
RU2523436C1 (ru) * 2013-02-12 2014-07-20 Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора

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JPS58173499A (ja) 1983-10-12
JPH0319519B2 (de) 1991-03-15
US4698202A (en) 1987-10-06
DE3212265C2 (de) 1984-05-10

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