JPH0319519B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0319519B2
JPH0319519B2 JP58046091A JP4609183A JPH0319519B2 JP H0319519 B2 JPH0319519 B2 JP H0319519B2 JP 58046091 A JP58046091 A JP 58046091A JP 4609183 A JP4609183 A JP 4609183A JP H0319519 B2 JPH0319519 B2 JP H0319519B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cooling gas
protection building
exhaust
reactor
reactor protection
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 - Lifetime
Application number
JP58046091A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS58173499A (ja
Inventor
Bakuhorutsu Binfuriido
Baihito Ururitsuhi
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
HOTSUHOTENPERATOORU REAKUTOORUBAU GmbH
Original Assignee
HOTSUHOTENPERATOORU REAKUTOORUBAU GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by HOTSUHOTENPERATOORU REAKUTOORUBAU GmbH filed Critical HOTSUHOTENPERATOORU REAKUTOORUBAU GmbH
Publication of JPS58173499A publication Critical patent/JPS58173499A/ja
Publication of JPH0319519B2 publication Critical patent/JPH0319519B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • G21D3/06Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • 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

【発明の詳細な説明】 この発明はガス冷却原子炉を用いた発電装置の
原子炉保護建屋内の放射能を除去する装置であつ
て、内部に漏出した放射能を有する冷却ガスが周
囲の環境に自由に放出されぬように、上記冷却ガ
ス該内部に密封可能な原子炉保護建屋と、原子炉
保護建屋に接続され、原子炉の正常運時に上記原
子炉保護建屋の内部に漏出した冷却ガスから放射
能を除去するフイルタ装置と、冷却ガスの流れを
形成する排気フアンと、フイルタ装置を経た冷却
ガスを環境に送出す排気塔を備えた排出路を具備
する放射能除去装置に関する。
この発明の先行技術は、高温原子炉を原子炉圧
力容器の中に設置し、該圧力容器を原子炉保護建
屋(以下保護建屋と記す)によつて取り巻いた原
子炉発電設備である。この保護建屋は特に核分裂
生成物の還境への放出を阻止することを任務と
し、公知の実験用原子炉設備においては、冷却ガ
スの一次循環回路の洩れを防止するために、運転
中の保護建屋内は僅かに負圧に維持されている。
上記公知の高温原子炉を有する原子力発電設備に
おいては、正常運転時および故障の時に生ずるす
べての洩れを収容でき、よつて生ずる最高圧力に
耐える保護建屋が設けられ、保護建屋内の圧力が
上記最高圧力になつた場合にも一次循環路から保
護建屋に漏出した放射能を有する冷却ガスは、フ
イルタ装置と排気塔を時間をかけて通り、還境に
放出されるようになつている。従つて原子炉の圧
力容器を密封するシールに不調が生じたという大
きな故障の場合にも、放射能を有する冷却ガスの
環境への自由な放出は行なわれず、計画的にフイ
ルタ装置と排気塔を介し、放射能を除去されたガ
スとして排出される。従つて環境に対する事故の
影響は軽微なものとなる。
周知のTHTR300形原子力発電所にあつても、
正常運転時と小事故の際に生ずる小量の冷却ガス
の洩れは、フイルタ装置、排気フアンおよび排気
筒を介して還境に排出される。しかし大量の冷却
ガスの漏出を伴なうような大事故の場合には、保
護建屋の内部の圧力は著しく上昇するので、この
高圧による破壊や漏洩を避けるために保護建屋の
設計は、発生すると予想される最大圧力すなわち
設計圧力に基づいて行なわれ、冷却ガスを放出す
る装置もこの圧力に対応して設計されねばならな
い。このような設計が行なわれないと保護建屋が
破壊したり、冷却ガスが未過又は不十分な過
のまま環境に放出されるという不都合を生ずるこ
ととなる。
本発明は上記の先行技術から出発し、その目的
とするところは、冷却ガスの大量の洩れが生じて
も該冷却ガスを濾過して排出することができ、し
かも原子炉保護建屋を設計するための設計圧力は
従来装置より低くてすむ放射能除去装置を提供す
ることにある。
上記目的を達成するために、この発明の装置に
は上記排出路すなわち第1の排出路に接続され、
原子炉が故障して多量の冷却ガスが原子炉保護建
屋の中に漏出したとき、第1の排出路を自動的に
閉じてその状態を維持し漏出した冷却ガスを原子
炉保護建屋の内部に保持する常開弁と、上記多量
の冷却ガスの漏出により原子炉保護建屋内の圧力
が上昇し、所定の圧力すなわち許容される最大圧
力に達したとき、少くとも一方が開通する冷却ガ
ス用の2つの導出路、すなわち共に上記原子炉保
護建屋の内部に並列に連通し、常閉弁を備えた第
1の導出路と破裂板を備えた第2の導出路と、上
記第1及び第2の導出路の双方に接続され、少く
とも1方の導出路から流出した冷却ガスを受けて
前記排気筒に導く共通排出路とから成る第2の排
出路と、上記共通排出路に接続され、冷却ガスの
温度を低下させる温度降下装置と、冷却ガスに含
まれる固体核分裂生成物を沈降させる沈降装置
と、気体核分裂生成物並びに浮遊物を除去するフ
イルタ装置が設けられている。
この発明の装置を用いれば、大きな故障により
保護建屋の中に高温高圧の冷却ガスが漏出し、該
保護建屋の中の圧力が所定の限界値を越えて上昇
すると、正常運転のために設けられた排出路第1
の排出路が自動的に閉鎖され、第1の排出路にほ
ぼ平行の第2の排出路、すなわち第1の導出路、
第2の導出路と共通排出路から形成される第2の
排出路が流通可能に開放され、保護建屋内部の計
画的な圧力低下が行われ、その際発生する一次回
路の洩れすなわち冷却ガスは、温度降下装置と固
体核分裂生成物用の沈降位置およびガス状核分裂
生成物並びに浮遊物用のフイルタ系統を経て放射
能を除去された状態で排気筒に導かれる。
保護建屋の安全性を決定する重大な要因は、保
護建屋内部の圧力であり、この内部圧力は低い方
がよい。しかし保護建屋の内部圧力は、原子炉が
故障して高圧の冷却ガスが保護建屋の中に漏出し
た場合には、何等かの降圧手段が設けられぬ限
り、高圧となるという不都合を生ずる。この高圧
によつて冷却ガスが保護建物の外に漏出せぬよう
に押えるためには、保護建屋の密封を極めて高度
に行なう事が必要であるし、又構造物が大きな力
に耐えるように頑丈なものとしなければならな
い。又冷却ガスを通される諸装置たとえば温度降
下装置、固体核分裂生成物用の沈降装置等を安全
に動作するために、高度の耐熱性及び耐圧性を必
要とすることになる。
本発明の装置によれば、上記第1の排出路と第
2の排出路の作動開始圧力を低く選ぶことによ
り、保護建屋内の圧力が高くならぬうちに、冷却
ガスを外部に放出し保護建屋に印加される圧力従
つて温度を低く押えることができ、上述のような
不都合は解消することができる。又本発明によれ
ば、上記のようにして保護建屋内の圧力が大巾に
低下されるので、原子炉の1次循環路、すなわち
冷却ガスの循環路に空気が進入するという不都合
を避けることができる。
又本発明の装置を用いた場合について、発生を
予想される種々の事故を研究の結果、高い放射能
を有する核分裂生成物の環境への放出が大幅に減
少することがわかつた。その理由は第2の排出路
に取付けられた諸装置を冷却ガスが通るのに時間
を要するので、寿命の短い核分裂生成物は排出路
通過中に放射能が低下すること、及び寿命の長い
核分裂生成物は固体状のものも気体状のものも第
2の排路に設けられた前記諸装置に捕捉されるか
らである。又この場合冷却ガスの温度は第2の排
出路を通る間に低下し、環境に放出される熱量も
大巾に低減されることも分つた。
なお上記効果のほか、本発明の装置によれば、
次の効果が得られる。すなわち原子炉の故障時
に、第2の排出路を開くように能動的に動作して
開通する常閉弁と、印加される圧力値に応じて自
動的に開通する受動部材である破裂板が並設さ
れ、これらの部材の動作に基づいて、保護建屋の
破損が防止されることである。換言すれば保護建
屋内の圧力を低下させる第2の排出路は上記常閉
弁と破裂板を有することにより、作用に対して冗
長性を有する排出路となつたのである。なお上記
破裂板は静圧によつて動作(破裂)するばかりで
なく、保護建屋内の圧力が非常に急速に上昇し、
上記常閉弁の開成動作が事態に対して遅い場合に
有効に作用する。
又本発明の装置には、正常運転用の第1の排出
路に配設され遮断状態を維持できるロツキング付
の常開弁が用いられる。しかし第1の排出路を流
れる冷却ガスが多い場合には、上記第1の排出路
は上記常開弁の自動動作によつて閉鎖され、保護
建屋に漏出したすべての冷却ガスは差当り保護建
屋の中に蓄積される。そのために保護建屋内の圧
力が所定の値に上昇すると、上記第1の流出路と
並列に設けられた第2の排出路が開放され、洩れ
た冷却ガスは第2の排出路を経て放射能を除去さ
れたガスとして環境に放出される。第2の排出路
の動作により、保護建屋内の圧力は上記所定の値
以下に押えられることとなる。
本発明に用いられる温度降下装置では、熱を吸
収する材料として黒鉛を用いて形成された球の堆
積物が用いられる。又必要に応じて温度降下装置
と核分裂生成物用の沈降装置の後流側に、可燃性
ガス再結合装置を接続することができる。これ等
の装置を用いることによつて、たとえ圧力容器の
コンクリートが熱分解をなすような大事故が生じ
た場合にも、保護建屋の中に可燃性ガスが溜まる
ことは防止される。
又設計上の都合により固体核分裂生成物用の沈
降装置と可燃性ガス再結合装置の一部または全部
を再生式熱交換器と一体的に形成することもでき
る。
又本発明の装置に於ては、流れ方向に見て、第
1及び第2の排出路のフイルタ装置のそれぞれの
上流側に、両排出路を接続する連通路を設け、こ
こに常閉弁を配設することによつて、本発明の装
置の効果を更に改善することができる。すなわち
冷却ガスの洩れが大きく、第1の排出路が遮断さ
れ、第2の排出路が開通状態となつたとき、上記
連通路の常閉弁を開放することによつて、第1の
排出路のフイルタ装置と排気フアンを含む部分
を、第2の排出路の分路として用いることができ
る。このようにして形成された排出路は第2の排
路のみを用いる場合に比べて多くの冷却ガスを流
すことができるので、原子炉保護建屋内の圧力は
長時間にわたつて負圧に保たれ、放射能を有する
冷却ガスが保護建屋から第2の排出路を介さずに
環境に放出されるのを防ぐことができる。
又本発明の装置においては、保護建屋の上部す
なわち円蓋に、保護建屋の内部圧力に応じて自動
的に開く安全弁を配設して、更に大きな事故を防
止することができる。この安全弁は、その応答性
が第2の排出路に接続された破裂板と常閉弁の応
答圧より高いように設計されている。この安全弁
は、事故によつて保護建屋の中に多量の冷却ガス
が漏出し、しかも第2の排出路が不調で動作せぬ
場合に自動的に開き、保護建屋内の圧力が著しく
上昇するのを防止し、保護建屋に大事故が発生す
るのを防止するために役立つ。このような安全弁
を用いるのは、たとえば排気筒が使用できなくな
つた場合である。このうような場合安全弁を開通
させるのは保護建屋の内容物を保護建屋の円蓋の
高さに未濾過のまま放出する方が、地面の近傍に
放出より良いからである。
次に実施例について説明する。図にはガス冷却
形の高温原子炉を使用する原子力発電設備を密封
状態に格納した保護建屋1を示す。正常運転時に
保護建屋に漏出した冷却ガスを環境に排出する第
1の排出路2が、保護建屋1から環境に向かつて
延びている。第1の排出路2には冷却ガスの流れ
方向に、常開弁3と、固体核分裂生成物捕捉用の
フイルタ装置4と排気フアン5及び排気塔6が順
次接続されている。上記常開弁3は保護建屋1内
の圧力が所定の値に上昇したとき自動的に作用し
て閉じ、その状態にロツクされる弁である。
第1の排出路2と並列に設けられた第2の排出
路7は、保護建屋1に連通する部分が、2つの並
列流路、すなわち第1の導入路7aおよび第2の
導入路7bに分かれ、第1の導入路7aには常閉
弁8が配設され、第2の導入路7bには破裂板9
が設けられている。両導入路7a,7bの合流点
の下流には温度降下装置として用いられる再生式
熱交換器10、固体核分裂生成物用の沈降装置1
1、可燃性ガス用の再結合装置12が設けられて
いる。また再結合装置12の下流には更にガス状
核分裂生成物例えばヨウ素および浮遊物を過す
るフイルタ装置13が接続され、その下流側は排
気塔6に接続されている。
第1及び第2の排出路2,7はフイルタ装置4
と13のすぐ上流側を接続する連通路14によつ
て連結され、この連通路14には常閉弁15が設
けられている。従つて常閉弁15を開状態に転ず
れば、第2の排出路を流れる冷却ガスはフイルタ
装置4と13を備えた流路に分流して流れ、排気
筒6から排出される。
更に保護建屋1の円蓋17に安全弁16が配設
される。この安全弁16の作動圧は第2の導出路
に設けられた常閉弁8および破裂板9の作動圧よ
り高く設定され、保護建屋内の圧力上昇に応じて
自動的に開かれるが、常閉弁8は必要に応じて開
成可能に製作されている。
次にこの発明の放射能除去装置の動作について
説明する。正常運転時には、常閉弁8及び15、
安全弁16は閉成状態にあり、破裂板9は無傷の
状態にあり、保護建屋1内は排気フアン5の作用
により環境に対して負圧の状態にある。正常運転
時に保護建屋1内に漏出した僅かな量の冷却ガス
は第1の排出路2、すなわち常開弁3、正常運転
用のフイルタ装置4、排気フアン5及び排気塔6
を経て無害の状態、すなわち放射能を除去された
状態で環境に放出される。
原子炉に故障を生じても保護建屋に漏出する冷
却ガスの量が少い場合には、この冷却ガスの排出
は第1の排出路2を用いて行なわれるが、第1の
排出路を使用できる限度は、保護建屋の内部の圧
力が許容限度以上とならぬこと及び高温の冷却ガ
スが流入するフイルタ装置の温度が許容限度以上
にならぬ範囲によつて定められる。しかし冷却ガ
スの漏出が大きくて、第1の排出路2のフイルタ
装置4が許容不可能な高い温度にさらされる恐れ
がある場合、又常開弁3に保護建屋の大きな圧力
が印加された場合には常開弁3は自動的に閉じそ
の状態にロツクされる。従つて第1の排出路2は
遮断され、漏出したすべての冷却ガスは保護建屋
1の中に閉じこめられ、該保護建屋内の圧力は更
に上昇する。
上記のようにして、保護建屋内の圧力が所定の
値に達すると、第2の排出路7の常閉弁8は開
き、第1の導出路7aを経て、保護建屋1内の冷
却ガスを導出するので、該保護建屋内の圧力は上
記所定の圧力又はそれ以下に低下する。第1の導
入路7aを通つた冷却ガスは次に温度降下装置と
して作用する再生式熱交換器10、固体核分裂生
成物用の沈降装置11、可燃ガス用の再結合装置
12、及びフイルタ装置13及び排気塔6を経て
環境に排出される。この場合必要ならば常閉弁1
5を開放して、第2の排出路7のフイルタ装置1
3に加えて第1の排出路7のフイルタ装置4と排
気フアン5も洩れた冷却ガスの排出に使用するこ
とができる。この処置によつて、保護建屋1内の
圧力は長時間にわたつて再び負圧となり、冷却ガ
スが第1及び第2の排出路以外に自由に洩れ出る
のを防止することができる。
第1の流入路7aの常閉弁8が不調の時、また
は冷却ガスの洩れが著しくて保護建屋1の圧力が
あまりに急速に上昇する時は、第2の流入路7b
に設けられた破裂板9が破裂し、以後第2の排出
路7に接続された装置10,11,12,13及
び排出塔6を経て洩れた冷却ガスを環境に排出す
ることができる。
安全弁16は、事故発生の際第1の排出路2が
遮断された後、第2の排出路7の破裂板9が破れ
るべき状態となつても、なお破れない場合に動作
し、保護建屋1内の圧力が破裂板の動作圧力以上
に上昇するのを妨げ、保護建屋の安全を維持する
作用をなすように設計されている。
【図面の簡単な説明】
図は本発明による方法の実施のための装置の実
施例の略図を示す。 1……原子炉保護建屋、保護建屋、2……第1
の排出路、3……常開弁、4……フイルタ装置、
5……排気フアン、6……排気塔、7……第2の
排出路、7a……第1の導入路、7b……第2の
導入路、7c……共通排出路、8……常閉弁、9
……破裂板、10……温度降下装置、再熱式の熱
交換器、11……固体核分裂生成物用の沈降装
置、12……可燃性ガス用の再結合装置、13…
…フイルタ装置、14……連通路、15……常閉
弁、16……安全弁。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 ガス冷却原子炉を用いた発電装置の原子炉保
    護建屋内の放射能を除去する装置であつて、 内部に漏出した放射能を有する冷却ガスが、周
    囲の環境に自由に放出されぬように、上記冷却ガ
    スを該内部に密封可能な原子炉保護建屋と、 原子炉保護建屋に接続され、原子炉の正常運転
    時に上記原子炉保護建屋の内部に漏出した冷却ガ
    スから放射能を除去するフイルタ装置と、冷却ガ
    スの流れ形成する排気フアンと、フイルタ装置を
    経た冷却ガスを環境に送出す排気筒を備えた排出
    路を具備する放射能除去装置に於て、 上記排出路すなわち第1の排出路2に接続さ
    れ、原子炉が故障して多量の冷却ガスが原子炉保
    護建屋1の中に漏出したとき、第1の排出路2を
    自動的に閉じてその状態を維持し漏出した冷却ガ
    スを原子炉保護建屋1の内部に保持する常開弁3
    と; 上記多量の冷却ガスの漏出により原子炉保護建
    屋1内の圧力が上昇し、所定の圧力すなわち許容
    される最大圧力に達したとき、少くとも一方が開
    通する冷却ガス用の2つの導出路、すなわち共に
    上記原子炉保護建屋1の内部に並列に連通し、常
    閉弁8を備えた第1の導出路7aと破裂板9を備
    えた第2の導出路7bと、 上記第1及び第2の導出路7a,7bの双方に
    接続され、少くとも1方の導出路から流出した冷
    却ガスを受けて前記排気筒6に導く共通排出路7
    cとから成る第2の排出路7と; 上記共通排出路7cに接続され、冷却ガスの温
    度を低下させる温度降下装置10と、冷却ガスに
    含まれる固体核分裂生成物を沈降させる沈降装置
    11と、気体核分裂生成物並びに浮遊物を除去す
    るフイルタ装置13を有し、 放射能を除去した冷却ガスを排気塔6から環境
    に放出することを特徴とする放射能除去装置。 2 正常運転の際に用いる第1の排出路2に設け
    られた常開弁3は動作状態を維持するロツキング
    機構を備え、原子炉保護建屋内部の圧力に応じて
    自動的に閉鎖できる逆止め弁であること、を特徴
    とする特許請求の範囲第1項に記載の装置。 3 原子炉保護建屋1の内部の圧力を低下させる
    ために、破裂板9および正常運転時に使用される
    常開弁3より応答圧力が高い安全弁16を原子炉
    保護建屋1の上部位置に設けたこと、を特徴とす
    る特許請求の範囲第1項及び第2項のいずれか1
    に記載の装置。 4 上記安全弁16は原子炉保護建屋内部の高圧
    による他、外力よつても開通できる安全弁である
    こと、を特徴とする特許請求の範囲第3項に記載
    の装置。 5 上記温度降下装置10として再生式の熱交換
    器が使用されること、を特徴とする特許請求の範
    囲第2項に記載の装置。 6 上記再生式の熱交換器10は熱吸収材として
    用いられる黒鉛で製作された球体の堆積物からな
    る熱交換器であること、を特徴とする特許請求の
    範囲第5項に記載の装置。 7 上記温度降下装置10と固体核分裂生成物用
    の沈降装置11の下流側に可燃性ガス用の再結合
    装置12が接続されていること、を特徴とする特
    許請求の範囲第1項に記載の装置。 8 上記再生式の熱交換器10は、少くともその
    一部が固体核分裂生成物用の沈降装置11とし
    て、及び可燃性ガス用の再結合装置12として用
    いられていること、を特徴とする特許請求の範囲
    第1,5及び7項のいずれか1に記載の装置。 9 正常運転の際用いられる第1の排出路2に設
    けられたフイルタ装置4の冷却ガスの流に関する
    上流側と、前記共通排出路7に設けられたフイル
    タ装置13の冷却ガスの流れに関する上流側との
    間に、常閉弁15を備えた連通路14が接続され
    ていること、を特徴とする、特許請求の範囲第1
    項に記載の装置。
JP58046091A 1982-04-02 1983-03-22 放射能除去装置 Granted JPS58173499A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3212265.9 1982-04-02
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
JPS58173499A JPS58173499A (ja) 1983-10-12
JPH0319519B2 true JPH0319519B2 (ja) 1991-03-15

Family

ID=6160047

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58046091A Granted JPS58173499A (ja) 1982-04-02 1983-03-22 放射能除去装置

Country Status (3)

Country Link
US (1) US4698202A (ja)
JP (1) JPS58173499A (ja)
DE (1) DE3212265C2 (ja)

Families Citing this family (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
DE3635342A1 (de) * 1986-10-17 1988-04-28 Kernforschungsz Karlsruhe Druckabbausystem fuer den sicherheitsbehaelter eines kernreaktors
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3703456A1 (de) * 1987-02-05 1988-08-25 Bbc Reaktor Gmbh Einrichtung zur druckentlastung eines sicherheitsbehaelters einer kernreaktoranlage
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE3715466A1 (de) * 1987-05-08 1988-12-15 Siemens Ag Druckentlastungs- und filtereinrichtung fuer kerntechnische anlagen, insbesondere fuer druckwasserreaktoren
DE3815850A1 (de) * 1988-05-09 1989-11-23 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung
US5318606A (en) * 1989-04-04 1994-06-07 Pall Corporation Filtration system
JP3117221B2 (ja) * 1990-12-17 2000-12-11 株式会社東芝 原子炉格納容器フィルタードベント装置
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
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
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

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54145074A (en) * 1978-04-20 1979-11-12 Nfe Int Granular matter separator
JPS5573313A (en) * 1978-11-24 1980-06-03 Sumitomo Metal Ind Ltd Explosion preventing method of bag filter dust collecting machine
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

Family Cites Families (25)

* 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 (ja) * 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
US3228848A (en) * 1959-10-29 1966-01-11 Socony Mobil Oil Co Inc Method and contact material for chemical conversion in presence of nuclear fission fragments
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 (ja) * 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
US4185584A (en) * 1978-12-18 1980-01-29 The B. F. Goodrich Company Signal device
DE2945771A1 (de) * 1979-11-13 1981-05-21 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur beseitigung von in kernkraftwerken entstehenden radioaktiven kohlenstoff

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54145074A (en) * 1978-04-20 1979-11-12 Nfe Int Granular matter separator
JPS5573313A (en) * 1978-11-24 1980-06-03 Sumitomo Metal Ind Ltd Explosion preventing method of bag filter dust collecting machine
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

Also Published As

Publication number Publication date
DE3212265C2 (de) 1984-05-10
DE3212265A1 (de) 1983-10-13
JPS58173499A (ja) 1983-10-12
US4698202A (en) 1987-10-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH0319519B2 (ja)
US11742100B2 (en) Depressurisation valve
US11646123B2 (en) Three-way valve operational to both transfer steam to a decontamination water tank under one accident situation and discharge the steam to atmosphere under a different accident situation
US4645641A (en) Process and installation to secure a prestressed concrete pressure vessel surrounded by a reactor protection building against excessive pressure and to prevent the release of activity to the environment
Schlueter et al. Filtered vented containments
JPH03235093A (ja) 原子炉格納容器減圧装置
US3488254A (en) Containment arrangement for water cooled nuclear reactor installation
US20230070817A1 (en) Nuclear power plant
JPH0377096A (ja) 原子炉格納容器のベント装置及び内圧低減方法
JPS6073496A (ja) 原子力発電プラント及びその運転方法
JP7261776B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステム
CN215007538U (zh) 一种用于海上核动力装置的安全壳海水淹没保护系统
JPS63289488A (ja) 原子炉格納容器の圧力制御装置
JP2823984B2 (ja) 格納容器冷却系
JPS6170492A (ja) 原子炉建屋の空気調整装置
JPS63180799A (ja) タンク過圧防止設備
JPS6031091A (ja) 格納容器減圧装置
Kolditz GKN I and GKN II: Reactor containment pressure relief and measures against hydrogen energy release in case of severe accidents
Song et al. Containment Overpressure Protection Capability Weakness under Severe Accidents at Wolsong
CN110970139A (zh) 稳压器防满溢系统、压水堆核电厂及稳压器防满溢方法
JPS62190490A (ja) 加圧水型原子力発電設備
Mitenkov et al. VPBER-600 conceptual features and safety analysis results
JPH0377095A (ja) 原子炉格納容器ベント装置
JPS63109394A (ja) 原子炉格納容器保護装置
JPH0432797A (ja) 非常用原子炉冷却装置