RU1165U1 - Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции - Google Patents
Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции Download PDFInfo
- 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
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)
- 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.
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) |
-
1994
- 1994-04-29 RU RU94015947/25U patent/RU1165U1/ru active
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 | |
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 | |
JP5842218B2 (ja) | 無動力原子炉冷却システム | |
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 | |
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 | |
CN206595042U (zh) | 核电站蒸汽发生器冷却及循环装置 | |
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 | |
RU2348994C1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
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 | |
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 | |
JPH0271193A (ja) | 原子炉格納容器 |