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 kernkraftanlageInfo
- Publication number
- DE3212265A1 DE3212265A1 DE19823212265 DE3212265A DE3212265A1 DE 3212265 A1 DE3212265 A1 DE 3212265A1 DE 19823212265 DE19823212265 DE 19823212265 DE 3212265 A DE3212265 A DE 3212265A DE 3212265 A1 DE3212265 A1 DE 3212265A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- protection building
- reactor protection
- discharge path
- valve
- nuclear power
- 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.)
- Granted
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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- 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
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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.
•ο ·
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.
t m · ·
• *
/rl ·
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)
- PatentansprücheVerfahren 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. 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. 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. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Einrichtungen zum Temperaturabbau Regenerativ-Wärmetauscher (10) vorgesehen sind.
- 5. Einrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Regenerativ-Wärmetauscher (10) aus Schüttungen von Kugeln wärmeaufnehmenden Materials, vorzugsweise von Graphitkugeln, bestehen.
- 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. 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. 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.
- 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. Einrichtung nach Anspruch 9, gekennzeichnet durch die Ver wendung eines Sicherheitsventils (16), das auch durch aktiven Eingriff geöffnet werden kann.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3212265A DE3212265C2 (de) | 1982-04-02 | 1982-04-02 | Verfahren und Einrichtung zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage |
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 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3212265A DE3212265C2 (de) | 1982-04-02 | 1982-04-02 | Verfahren und Einrichtung zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3212265A1 true DE3212265A1 (de) | 1983-10-13 |
DE3212265C2 DE3212265C2 (de) | 1984-05-10 |
Family
ID=6160047
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE3212265A Expired DE3212265C2 (de) | 1982-04-02 | 1982-04-02 | Verfahren und Einrichtung zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4698202A (de) |
JP (1) | JPS58173499A (de) |
DE (1) | DE3212265C2 (de) |
Cited By (9)
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)
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)
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 |
-
1982
- 1982-04-02 DE DE3212265A patent/DE3212265C2/de not_active Expired
-
1983
- 1983-03-22 JP JP58046091A patent/JPS58173499A/ja active Granted
-
1986
- 1986-03-25 US US06/843,796 patent/US4698202A/en not_active Expired - Fee Related
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
"Nucleonics", Okt. 1965, S.52 * |
Cited By (16)
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 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS58173499A (ja) | 1983-10-12 |
JPH0319519B2 (de) | 1991-03-15 |
US4698202A (en) | 1987-10-06 |
DE3212265C2 (de) | 1984-05-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3212265A1 (de) | Verfahren und einrichtung zur gezielten aktivitaetsableitung aus dem reaktorschutzgebaeude einer gasgekuehlten kernkraftanlage | |
DE3435255C2 (de) | ||
DE4141496C2 (de) | Entlüftungsvorrichtung mit Filter für einen Reaktor-Sicherheitsbehälter eines Kernkraftwerks | |
DE102006010826A1 (de) | Kerntechnische Anlage sowie Verschlussvorrichtung für deren Sicherheitsbehälter | |
DE69009367T2 (de) | System zum Abführen der Reaktorkernzerfallswärme in einem Druckwasserreaktor. | |
DE3435256C2 (de) | ||
EP0056830B2 (de) | Verfahren zum Vermeiden oder Verringern einer Gefährdung einer Anlage und deren Umgebung durch reagierende Gemische | |
DE3025336A1 (de) | Nachwaermeabfuehrsystem fuer einen gasgekuehlten kugelhaufenreaktor | |
DE3212322A1 (de) | Verfahren zur beherrschung von auslegungs- und hypothetischen stoerfaellen in einem kernkraftwerk | |
DE19722165C1 (de) | Zündsystem zur Rekombination von Wasserstoff in einem Gasgemisch und Sicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage | |
EP0466052B1 (de) | Verfahren zur Minimierung der Störfall-Gefahr | |
DE2430725C3 (de) | Überdruckentlastung für eine Kernreaktoranlage | |
DE3335268C2 (de) | ||
DE3446141A1 (de) | In einem stahldruckbehaelter untergebrachte kernreaktoranlage mit einem gasgekuehlten ht-kleinreaktor | |
DE1614631B2 (de) | Kernkraftwerksanlage | |
Dallman et al. | Containment venting as an accident management strategy for BWRS with Mark I containments | |
DE3814691C2 (de) | ||
DE3401498A1 (de) | Hochtemperaturreaktor mit kugelfoermigen brennelementen | |
DE2430586C3 (de) | Kernreaktoranlage mit einer Sicherheitshülle | |
DE112021002153T5 (de) | Geschlossenes Sicherheitsbelüftungssystem für einen vollflächig bodenüberdeckten Tank | |
Sartmadjiev et al. | A concept and a technical solution for modernization of the localization system of units 1-4 NPP Kozloduy | |
DE2945964A1 (de) | Verfahren und einrichtung zur notabschaltung und nachwaermeabfuhr eines gasgekuehlten hochtemperaturreaktors | |
DE4321229A1 (de) | Industrielle Anlage mit einem Sicherheitsgebäude | |
EP0674130A1 (de) | Störfall-Schutzvorrichtung | |
Kulyukhin et al. | A comprehensive passive system for environmental protection during severe accidents at NPPs |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
D2 | Grant after examination | ||
8327 | Change in the person/name/address of the patent owner |
Owner name: HOCHTEMPERATUR-REAKTORBAU GMBH, 4600 DORTMUND, DE |
|
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |