RU1165U1 - Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции - Google Patents

Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции Download PDF

Info

Publication number
RU1165U1
RU1165U1 RU94015947/25U RU94015947U RU1165U1 RU 1165 U1 RU1165 U1 RU 1165U1 RU 94015947/25 U RU94015947/25 U RU 94015947/25U RU 94015947 U RU94015947 U RU 94015947U RU 1165 U1 RU1165 U1 RU 1165U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
accident
pipe
water
bell
condensable gases
Prior art date
Application number
RU94015947/25U
Other languages
English (en)
Inventor
А.П. Еперин
В.И. Лебедев
Л.А. Белянин
А.Н. Ананьев
А.В. Макушкин
Ю.Н. Дулепов
В.В. Глушко
Original Assignee
Ленинградская атомная электростанция
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 Ленинградская атомная электростанция filed Critical Ленинградская атомная электростанция
Priority to RU94015947/25U priority Critical patent/RU1165U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU1165U1 publication Critical patent/RU1165U1/ru

Links

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции, содержащая устройство для конденсации пара, устройство для сообщения последнего с помещением, в котором расположен возможный источник газообразных продуктов аварии, вентиляционную трубу и расположенный в ее основании мокрый газгольдер в виде концентричных полых цилиндров и колокола, стенка которого погружена в заполненный водой зазор между цилиндрами, отличающаяся тем, что система снабжена устройством дезактивации неконденсирующихся газов, в котором патрубок ввода радиоактивно загрязненных неконденсирующихся газов сообщен с полостью колокола над водой, а патрубок отвода дезактивированных неконденсирующихся газов - с вентиляционной трубой, при этом полость внутреннего цилиндра снабжена трубами, сообщенными трубопроводом с устройством для конденсации пара, и заполнена водой, под уровень которой заведены концы труб.

Description

СИСТЕМ ОЧИСТКИ ГАЗООБРАЗНЫХ ПРОДУКТОВ АВАРИИ НА АТОШОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЬР Полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована для очистки газообразных про.цуктов аварии на атомной электростанции (АЭС), возникающей при разрыве технологического канала ядерного реактора типа РБЖ. Обязательным условием разработки, строительства и эксплуатации АЭС является наличие надежных систем локализации возможных аварий, предназначенных для защиты обслуживающего персонала и окружающей среды от воздействия радиоактивных веществ, присутствующих в продуктах аварии. Одним из видов проектных аварий на АЭС является разрыв технологического канала реактора. При данной аварии водный теплоноситель первого контура, имеющий высокие значения параметров давления и теьлпературы, при истечении через повреждение интенсивно вскипает с образованием пара, который при смешении с воздухом, присутствующим в помещении реактора, приводит к образованию радиоактивной парогазовой смеси. За счет значительного объема последней в герметичном помещении реактора резко повышается давление, что может привести к разрушению строительных элементов помещения и выходу радиоактивных веществ в окружающую среду, ПОЭТОМУ атомные станции снабжаются системой безопасности, ко торая должна выполнять две основные функции: снижение давления газообразных продуктов аварии до безопасного уровня и очистку их от радиоакивных веществ перед сбросом в окружающую среду. В конструктивном выполнении такой cиcтe ш основными элементами должны быть устройство для конденсации пара, герметичное помещение для приема радиоактивно загрязненных неконденсирующихся газов и устройство для дезактивации последних.
мого результата - на)п:ежно- Еокадизовать газообразные продукты аварии, очистить их от радиоактивного загрязнения и обеспечить тем самым защиту обслуживающего персонала и окружающей среды.
Рассмотрим на примере известных из уровня техники конструктивных решений, достигается ли при их использовании указанный технический результат.ЛП
Известна система локализации аварии на АЭСуЧом.патент ФРГ ff 12070 4, ш1. , 1965).
Она содержит здание системы локализации (в патенте - бетонный цилиндр 13.с устройством 20 отвода воздуха в стальной крыше 132) с размещенными в нем устройством для конденсации пара (в патенте парораспределительное устройство в виде перфорированного колокола 16, имеющего заполненное воздухом куполообразное возвышение 17) и мокрьм газгольдером (в патенте - в нижней части бетонного цилиндра установлен с возможностью перемещения колокол 14, снабженный связанной с ним жестко емкостью 19, имеющей перфорированное днище, причем коло кол 14 и емкость 19 погружены в воду), а также устройство для сообщения устройства для конденсации пара с помещением, в котором расположен возможный источник газообразных продуктов аварии (в патенте переточный канал II, сообщенный с реакторным пространством 6).
Пространство над водой в емкости 19 сообщено трубой 12 с переточным каналом II.
Срабатывание данной системы в случае аварии в реакторном здании происходит следующим образом. Газообразные продукты аварии через устройство для сообщения помещения, в котором расположен возможный источник аварии, с устройством для конденсации пара, поступают в последнее, где, проходя через перфорированный колокол 16, попадают в слой жидкости, в которой происходит конденсация пара из смеси. Радиоактивно загрязненные неконденсирующиеся газы через перфорированное днище емкости 19 поступают в колокол 14 мокрого газгольЕера, и по.днимают его,
-Опри этом жидкость, находившаяся в колоколе, истекает из емкости 19 через то же перфорированное днище, благодаря чему осуществляется дополнительная конденсация пара, если она не произошла полностью в колоколе 16 при прохождении пара через слой жидкости. При подъеме ко локола 14 из бетонного цилиндра 13 чистый воздух выбрасывается в атмосферу через отверстие 20. При снижении давления в реакторном пространстве б радиоактивно загрязненные неконденсирующиеся газы из колокола 14 по трубе 12 и переточному каналу II возвращаются в реак торное пространство б.
Данная система позволяет снизить давление парогазовой смеси, выделяющейся при аварии, до безопасного уровня за счет конденсации пара. Неконденсирующиеся газы локализуются в колоколе газгольдера и системе герметичных помещений в течение времени, необходимого для снижения радиоактивности за счет естественного распада до уровня, позволяющего их сброс в окружающую среду.
Однако отсутствие в системе устройства для дезактивации радиоактивных газов приводит к необходимости выдержки их в колоколе газгольдера и системе герметичных помещений в течение длительного времени (несколько недель), что, естественно, приводит к задержке в проведении восстановительных работ после аварии. Кроме того, концентрация в сбросных газах радионуклидов с длительным периодом полураспада практически останется без изменения. Наличие подвижных элементов системы не исключает возможности отказа в работе из-за перекосов и заклинивания колокола, В этом случае уменьшается объем помещения для приема неконденсирующихся газов, что приведет к превышению допустимого давления в элементах системы и, соответственно, к возможному их разрушению с выходом радиоактивных газов в окружающую среду.
Таким образом, данная система локализации не обеспечивает предъявляемых к ней требований по безопасности обслуживающего персонала и охране окружающей среды.
Известна система очистки газообразных про.пуктов аварии, смонтированная на Ленинградской . .Доллеждшь, М.Я .Емельянов, КанадьJHHiT ядерный Qfti preTmecKHu-j)eaic-T-c fil.r-MQCKBa,Атомиодат, .94,вто jpoM обосцЛ проиллюстрировано- на фиГ.Г 1рилож.к заявке ). Систек1а содержит устройство I ддя конденсации пара, устройство для сообщения посл.е,днего с помещением, в котором расположен возможный источник газообразных про.дзгктов аварии, выполненное в виде снабженных гидрозатворами 2 трубопроводов 3 (источником газообразных продуктов аварии является реактор типа PBMKJ, вентиляционную трубу 4 и расположенный в ее основании мокрый газгольдер в виде концентричных полых пилиндров 5 и б и колокола 7, стенка В которого в заполненный водой 9 зазор 10 между цилиндрами 5 и б,- Полость II колокола V над водой сообщена трубопроводом 12 с устройством I для конденсации пара. Ус тройство I выполнено в виде кожухотрубчатого теплообменника, по трубам которого постоянно циркулирует холо.пная вода.
Данная система, как наиболее близкая по технической судности к заявляемой, принята в качестве прототипа.
При разрыве технологического канала ядерного реактора типа РБМК образуется большой объем радиоактивных газообразных продуктов за счет чего повышается давление в помещении, в котором расположен источник аварии (реактор). При определенном значении давления срабатывают гидрозатворы 2 и парогазовая смесь по трубопроводам 3 поступает в уст ройство I для конденсации пара. Здесь пар конденсируется, что обус ловливает снижение давления газообразных продуктов, а неконденсирующиеся газы по трубопроводу 12 направляются в полобть II колокола 7 над водой. Под давлением газов колокол V всплывает на высоту, достаточную для локализации всего объема радиоактивно загрязненных некой денсирующхся газов.
«/.
1
ющихся газов в герметичных помещениях. Однако, как и описанная выше система, данная система не обеспечивает требований по безопасности из-за отсутствия в ней устройства для дезактивации неконденсир пощихся газов и наличия подвижного устройства (колокола) с возможностью его перекоса и заклинивания.
Кроме того, система имеет существенные недостатки, связанные с наличием в ней постоянно работающего активного устройства для создания циркуляции во,11ы в устройстве I для конденсации пара, т.е. не соблюдается принцип пассивности системы. Это приво.пит, во-первых, к появлению дополнительного канала отказов системы, не скомпенсированного никакими другими устройствами. Во-вторых, постоянная циркуляция охлаждающей во.ды по трубкам устройства для конденсации пара привощт с течением времени к постепенному заиливанию и зарастанию вщтрен них поверхностей, что снижает интенсивность теплообмена в устройстве, приводящего, в свою очередь, к проскоку несконденсировавшегося пара в колокол газгольдера. В результате давление в колоколе и связан ной с ним системе герметичных помещений может превысить допустимое значение и вызвать разрушение строительных конструкций с выходом радиоактивных веществ в окружающую среду. Использованное в системе предохранительное устройство в виде гидрозатвора 13 позволяет избежать разрушения элементов системы, однако приводит к выходу радиоактивных веществ в окружающую среду с указанными выше oтpицaтeльньпv и последствиями.
Перечисленные недостатки системы - прототипа не позволяют достичь необходимый технический результат - надежную локализацию к очистку газообразных продуктов аварии для обеспечения защиты обсл:.:иваю:дего персонала и окружающей среды от радиоактивного заражения.
Все упомянутые недостатки устраняются, а указанный результат достигается в полезной модели по настоящей заявке.
л
устройство для сообщения последнего с помещением, в котором расположен возможный источник газообразных продуктов аварии, вентиляционную трубу и расположенный в ее основании мокрый газгольдер в виде концентричных полых цилиндров и колокола, стенка которого погружена в заполненный водой зазор между цилиндрами,
Система отличается от прототипа тем, что она снабжена устройством дезактивации неконденсирующихся газов, в котором патрубок ввода радиоактивно загрязненных неконденсируютцихся газов сообщен с полостью колокола над водой, а патрубок отвода дезактивированных неконденсирующихся газов - с вентилщионной трубой, при этом полость внутреннего цилиндра снабжена трубами, сообщенными трубопроводом с устройством для конденсации пара и заполнена водой, под уровень которой заведены концы труб.
Наличие отличительных признаков в заявленной полезной модели свидетельствует о том, что совокупность ее существенных признаков неизвестна из уровня техники (см.приведенный выще анализ средств того.же назначения), а потому она является новой.
Заявленная полезная модель является промышленно применимой. Она может быть использована на атомных электростанциях России. Ничто в конструкции системы не противоречит ее использованию; она в целом и все ее признаки воспроизводимы
Представленный чертеж - фиг,2 иллюстрирует предлагаемую систему для очистки газообразных продуктов аварии на АЭС,
Система содержит устройство I для конденсации пара, представляющее собой кожухотрубчатый теплообменник, устройство для сообщения устройства I с помещением, в котором расположен возможный источник газообразных продуктов аварии, в виде трубопроводов 2,
снабженных гидрозатворами 3, необходимыми для исключения возможных утечек радиоактивных веществ из помещения, гд& находится реактор, во время его работы, вентиляционную трубу 4 с выхо.пным отверстием 5 в верхней части и расположенный в ее основании мокрый
газгольдер в виде концентричных пояых цияиндров б и 7 и колокола в, стенка 9 которого погружена в заполненный водой Ю зазор II между цилиндрами б и 7, Система снабжена устройством 12 дезактивации неконденсирующихся газов, в котором патрубок 13 ввода радиоактивно загрязненных газов трубопроводом 14 сообщен с полостью 15 колокола 8 над водой 10, а патрубок 16 отвода неконденсирующихся газов трубопроводом 17 сообщен с вентиляционной трубой 4, при этом полость 18 внутреннего цилиндра 7 снабжена трубами 19, сообщенными трубопроводом 20 с устройством I, и заполнена водой 21, под уровень которой .заведены концы 22 труб 19,
В качестве устройства 12 дезактивации неконденсирующихся газов могут быть использованы известные системы очистки радиоактивных газов, в частности, системы улавливания радионуклидов на активированном угле.
Предлагаемая для экспертизы полезная модель работает еледушащим образом. При разрыве технологического канала реактора водный теплоноситель первого контура при истечении через повре7к;11ение интенсивно вскипает с образованием пара, который при смешении с воздухом, находящимся в помещении реактора, образует радиоактивную парогазовую смесь. За счет значительного объема смеси в помещении реактора повышается давление и при достижении избыточного .давления, превышающего высоту залива гидрозатворов 3, после.пние срабатывают и парогазовая смесь по трубопроводам 2 поступает в устройство I для конденсации пара, охлаждаемое циркулирующей водой. За- счет конденсации пара снижается давление смеси. Неконденсирующиеся газы и часть несконденсированного в устройстве I пара (из-за зарастания и заиливания трубок) по трубопроводу 20 поступают в трубы 19, через нижние концы которых далее вводятся в слой воды 2./. Пар конденсируется в воде, а неконденсирующиеся газы, частично очищаясь в воде от радиоактивных веществ, выходят в полость 15 колокола 8, Под действием их давления колокол в поднимается вверх. Из полости 15 колокола 8 газы направляются по
.j/}
трубопров.сщу 14 через патрубок 13 в устройство 12 дезактивации радиоактивно загрязненных неконденсирующихся газов Дезактивированные в -устройстве 12 до уровня, позволяющего сброс в атмосферу, неконденсирующиеся газы через патрубок 16 по трубопроводу 17 поступают в вентиляционную трубу и через отверстие 5 выбрасываются в атмосферу, не создавая опасности радиоактивного заражения окружающей среды. Радиоактивные вещества локализованы в системе очистки газообразных продуктов аварии. Дезактивацию сред с радиоактивными веществами, дезактивацию оборудования системы и помещения, где произошла авария, а также ремонтные работы после аварии ведут в установленном порядке известными методами.
Предлагаемая система исключает возможность повышения давления в ее частях сверх допустимого значения за счет обеспечения надежной конденсации пара из продуктов аварии (даже при заиливании и зарастании трубок устройства I для конденсации пара) и непрерывного отвода во время аварии в окружающую сре.ду очищенных в устройстве 12 дезактивации 1|еконденсирующихся газов, при котором даже заклинивание колокола 8 не приводит к отрицательным последствиям.
Использование заявленной полезной модели на атомных электростанциях позволит надежно локализовать последствия аварии, обеспечит надежную защиту от радиоактивного заражения обслуживающего персонала станций и окружающей среды.
у/-. 4

Claims (1)

  1. Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции, содержащая устройство для конденсации пара, устройство для сообщения последнего с помещением, в котором расположен возможный источник газообразных продуктов аварии, вентиляционную трубу и расположенный в ее основании мокрый газгольдер в виде концентричных полых цилиндров и колокола, стенка которого погружена в заполненный водой зазор между цилиндрами, отличающаяся тем, что система снабжена устройством дезактивации неконденсирующихся газов, в котором патрубок ввода радиоактивно загрязненных неконденсирующихся газов сообщен с полостью колокола над водой, а патрубок отвода дезактивированных неконденсирующихся газов - с вентиляционной трубой, при этом полость внутреннего цилиндра снабжена трубами, сообщенными трубопроводом с устройством для конденсации пара, и заполнена водой, под уровень которой заведены концы труб.
RU94015947/25U 1994-04-29 1994-04-29 Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции RU1165U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94015947/25U RU1165U1 (ru) 1994-04-29 1994-04-29 Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94015947/25U RU1165U1 (ru) 1994-04-29 1994-04-29 Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU1165U1 true RU1165U1 (ru) 1995-11-16

Family

ID=48263516

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU94015947/25U RU1165U1 (ru) 1994-04-29 1994-04-29 Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU1165U1 (ru)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6288781B2 (ja) 原子炉格納容器換気系用フィルタ
GB2531190A (en) Passive concrete containment cooling system
DE2241303C3 (de) Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage
CA2481540C (en) Liquid degassing system for power plant system layup
US9773575B2 (en) Passive filtration of air egressing from nuclear containment
JP2005058962A (ja) 有機廃棄物の処理装置および処理方法
CN104217774A (zh) 核电站工艺辐射监测方法和系统
CN109243634A (zh) 反应堆安全系统
TW201937505A (zh) 將放射性氣體及氫氣自一核反應器冷卻劑移除之方法
JPH02247598A (ja) 熱発生部材用冷却装置
US4416850A (en) System for cooling the atmosphere in a primary containment vessel in nuclear reactor and removing water-soluble gases and dusts floating therein
RU1165U1 (ru) Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции
JP6811667B2 (ja) 格納容器保全設備および格納容器保全方法
RU2059302C1 (ru) Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции
JP4311932B2 (ja) 格納容器と該格納容器を有する沸騰水型原子炉
CN110400644A (zh) 一种非能动的安全壳热量排出结构
JP2006322768A (ja) 原子炉格納容器の水素除去装置及びその除去方法
JPH06281779A (ja) 原子炉格納容器冷却装置
CN104879737B (zh) 百万千瓦级压水堆核电站中蒸汽发生器二次侧隔离方法
JP2006162559A (ja) 原子炉格納容器の過圧防止方法および装置
CN214152465U (zh) 一种高温堆二回路放射性监测系统
JPS6383692A (ja) ヒ−トパイプ型原子炉
JP6746525B2 (ja) 格納容器保全設備および格納容器保全方法
CN214251403U (zh) 检测系统
JP2023000744A (ja) 放射性物質処理装置、及び原子炉設備