RU2105360C1 - Overpressure device for protecting nuclear reactor interior in case of emergency emission of steam-gas medium - Google Patents
Overpressure device for protecting nuclear reactor interior in case of emergency emission of steam-gas medium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2105360C1 RU2105360C1 RU95112123A RU95112123A RU2105360C1 RU 2105360 C1 RU2105360 C1 RU 2105360C1 RU 95112123 A RU95112123 A RU 95112123A RU 95112123 A RU95112123 A RU 95112123A RU 2105360 C1 RU2105360 C1 RU 2105360C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- pressure
- reactor interior
- gas
- nuclear reactor
- condenser
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при проектировании и эксплуатации энергетических канальных ядерных реакторов. The invention relates to the field of nuclear energy and can be used in the design and operation of energy channel nuclear reactors.
Современным средством защиты реакторного пространства (РП) канального ядерного реактора от превышения давления при авариях, вызванных разрывом топливного или специального канала, является устройство, описанное в книге [1] . A modern means of protecting the reactor space (RP) of a channel nuclear reactor from overpressure during accidents caused by a rupture of a fuel or special channel is the device described in the book [1].
Наиболее близким аналогом заявленного технического решения является устройство защиты РП ядерного реактора от превышения давления, описанное на стр. 85 и 94 вышеуказанного источника [1]. Устройство защиты РП ядерного реактора от превышения давления предусматривает отвод парогазовой смеси (ПГС) из РП в газгольдер (принципиальная схема устройства обозначена на чертеже одинарными линиями). Устройство состоит из конденсатора, гидрозатвора и газгольдера, связанных коллектором. Конденсатор посредством трубопровода, содержащего предохранительное средство, связан с РП, где установлен датчик давления. Газгольдер посредством трубопроводов соединен с установкой очистки гелия (УОГ). The closest analogue of the claimed technical solution is the device for protecting the RP of a nuclear reactor from overpressure, described on pages 85 and 94 of the above source [1]. The device for protecting the RP of a nuclear reactor from overpressure provides for the removal of the vapor-gas mixture (ASG) from the RP to the gas tank (the circuit diagram of the device is indicated by single lines in the drawing). The device consists of a condenser, a water trap and a gas tank connected by a collector. The capacitor is connected via a pipeline containing a safety device to the RP where a pressure sensor is installed. The gas tank is connected via pipelines to a helium purification unit (UOG).
Работает устройство следующим образом. При возникновении аварийной ситуации, вызванной, например, разрывом одного топливного канала, в РП ядерного реактора поднимается давление ПГС, которое регистрируется датчиком давления, установленным в РС. The device operates as follows. In the event of an emergency caused, for example, by a rupture of one fuel channel, the pressure of the ASG increases in the RP of the nuclear reactor, which is detected by a pressure sensor installed in the PC.
При достижении в РП давления P1 останавливается ядерный реактор и открывается предохранительное средство. ПГС из РП по трубопроводам поступает в конденсатор, где происходит конденсация пара. Неконденсируемые газы по коллектору поступают в газгольдер. When the pressure P1 reaches RP, the nuclear reactor stops and a safety device opens. ASG from RP through pipelines enters the condenser, where steam condensation occurs. Non-condensable gases enter the gas tank through the collector.
При возникновении запроектной аварии, связанной с разрывом двух или более топливных каналов, давление газов в коллекторе возрастает до величины P2. При этом срабатывает гидрозатвор и часть неочищенных радиоактивных газов через вентиляционную трубу выбрасывается в атмосферу. In the event of a beyond design basis accident related to the rupture of two or more fuel channels, the gas pressure in the manifold increases to P2. In this case, a water lock is triggered and part of the crude radioactive gases is emitted through the ventilation pipe into the atmosphere.
Недостатком устройства защиты РП от превышения давления по ближайшему аналогу является недостаточный уровень радиационной и экологической безопасности, не исключающий выброс радиоактивных газов в атмосферу. The disadvantage of the device for protecting RP from overpressure by the closest analogue is the insufficient level of radiation and environmental safety, which does not exclude the release of radioactive gases into the atmosphere.
Задачей, решаемой данным изобретением, является создание устройства защиты РП ядерного реактора от превышения давления при аварийном выбросе ПГС, исключающего выброс радиоактивных газов в атмосферу. The problem solved by this invention is the creation of a device to protect the RP of a nuclear reactor from overpressure during emergency release of ASG, excluding the release of radioactive gases into the atmosphere.
Сущность заявленного изобретения заключается в том, что устройство защиты РП ядерного реактора от превышения давления при аварийном выбросе ПГС, содержащее конденсатор, газгольдер и гидрозатвор, соединенные посредством коллектора, вентиляционную трубу, предохранительное средство, дополнительно снабжено камерой выдержки, соединенной с установкой подавления радиационной активности (УПАК), сообщающейся с вентиляционной трубой, вторым предохранительным средством, связанным с датчиком давления, установленным на входе в камеру выдержки. Использование камеры выдержки и УПАК в устройстве защиты РП позволит обеспечить прием значительно больших объемов выбрасываемых из РП радиоактивных газов без увеличения давления в коллекторе, что предотвращает их выброс в атмосферу через гидрозатвор в случае разрыва двух или более топливных каналов. Кроме того, обеспечит увеличение эффективности очистки радиоактивных газов, что повысит экологическую безопасность АЭС. The essence of the claimed invention lies in the fact that the device for protecting the RP of a nuclear reactor from overpressure during emergency release of ASG, containing a condenser, gas holder and a water seal, connected by a collector, a ventilation pipe, a safety device, is additionally equipped with a holding chamber connected to a radiation suppression unit ( UPAK), which communicates with the ventilation pipe, the second safety device associated with the pressure sensor installed at the entrance to the holding chamber. The use of a holding chamber and UPAK in the RP protection device will allow receiving significantly larger volumes of radioactive gases emitted from the RP without increasing the pressure in the collector, which prevents their release into the atmosphere through the hydraulic seal in the event of rupture of two or more fuel channels. In addition, it will increase the efficiency of radioactive gas purification, which will increase the environmental safety of nuclear power plants.
Сущность заявленного технического решения поясняется принципиальной технологической схемой устройства защиты РП ядерного реактора от превышения давления при аварийном выбросе ПГС, изображенной на чертеже. Одинарными линиями показаны оборудование и трубопроводы, общие с наиболее близким аналогом. Двойными - оборудование и трубопроводы, дополнительно введенные в состав устройства. The essence of the claimed technical solution is illustrated by a schematic flow diagram of a device for protecting the RP of a nuclear reactor from overpressure during an emergency release of ASG shown in the drawing. Single lines show equipment and pipelines in common with the closest analogue. Double - equipment and pipelines, additionally introduced into the device.
Устройство состоит из датчика 1 давления, установленного непосредственно в РП 2, трубопроводов 3, первого предохранительного средства 4, конденсатора 5, соединенного посредством коллектора 6 с гидрозатвором 7, газгольдером 8, и камерой 9 выдержки. Между газгольдером 8 и камерой 9 выдержки на коллекторе 6 предусмотрено второе предохранительное средство 10, давление срабатывание которого определяется предельно допустимой величиной давления (P3) в РП 2. Газгольдер 8 соединен трубопроводами с УОГ 11, камера выдержки 9 - с УПАК 12. Гидрозатвор 7, УОГ 11 и УПАК 12 соединены индивидуальными трубопроводами с вентиляционной трубой 13. The device consists of a pressure sensor 1 installed directly in the RP 2, pipelines 3, the first safety means 4, a capacitor 5 connected by means of a manifold 6 with a water lock 7, a gas holder 8, and a holding chamber 9. Between the gas tank 8 and the holding chamber 9, a second safety device 10 is provided on the manifold 6, the actuation pressure of which is determined by the maximum permissible pressure value (P3) in the RP 2. The gas tank 8 is connected by pipelines to the UOG 11, the holding chamber 9 is connected to the UPAK 12. Hydraulic lock 7, UOG 11 and UPAK 12 are connected by individual pipelines to the ventilation pipe 13.
При работающем ядерном реакторе в камере выдержки производится очистка газа газового контура ядерного реактора. When a nuclear reactor is operating in the holding chamber, gas is purified from the gas circuit of the nuclear reactor.
Работает устройство следующим образом. The device operates as follows.
При возникновении аварийной ситуации, вызванной, например, разрывом одного или нескольких топливных каналов, поднимается давление ПГС в РП 2, которое регистрируется датчиком 1 давления. In the event of an emergency caused, for example, by a rupture of one or more fuel channels, the ASG pressure in RP 2 rises, which is recorded by the pressure sensor 1.
По сигналу с датчика 1 давления о повышении давления в РП2 до величены P1 срабатывает аварийная защита ядерного реактора и первое предохранительное средство 4, реактор останавливается, предохранительное средство открывается. Парогазовая смесь по трубопроводам 3 поступает в конденсатор 5, где происходит конденсация пара. Неконденсируемые радиоактивные газы поступают в коллектор, газгольдер 8 и создают давление в гидрозатворе 7. В газгольдере 8 газы выдерживаются и постепенно подаются на УОГ 11, где очищаются от радиоактивных элементов. Далее, очищенные газы через вентиляционную трубу 13 поступают в атмосферу. Если давление парогазовой смеси в РП продолжает возрастать и достигает значения P3, по сигналу от датчика 1 давления открывается второе предохранительное средство 10 и газы поступают в камеру 9 выдержки, объем которой значительно больше объема газгольдера 8. В камере 9 выдержки газы выдерживаются и подаются на УПАК 12 для очистки. Очищенные газы через вентиляционную трубу 13 поступают в атмосферу. Гидрозатвор 7 находится в резерве и вступает в действие лишь в случае повышения давления ПГС в РП выше предельнодопустимой величины P3. The signal from the pressure sensor 1 on the increase in pressure in RP2 to the value P1 triggers emergency protection of the nuclear reactor and the first safety device 4, the reactor stops, the safety device opens. The gas-vapor mixture through pipelines 3 enters the condenser 5, where the condensation of steam occurs. Non-condensable radioactive gases enter the collector, the gas tank 8 and create pressure in the hydraulic lock 7. In the gas tank 8, the gases are held and gradually fed to the UOG 11, where they are cleaned of radioactive elements. Further, the purified gases through the ventilation pipe 13 enter the atmosphere. If the pressure of the gas-vapor mixture in the RP continues to increase and reaches the value P3, the second safety device 10 opens upon the signal from the pressure sensor 1 and the gases enter the holding chamber 9, the volume of which is much larger than the volume of the gas holder 8. In the holding chamber 9, the gases are kept and fed to the UPAK 12 for cleaning. The purified gases through the ventilation pipe 13 enter the atmosphere. Hydraulic lock 7 is in reserve and comes into effect only if the ASG pressure in the RP is increased above the maximum permissible value P3.
Использование данного технического решения снижает вероятность выброса радиоактивных газов в атмосферу, увеличивает эффективность очистки радиоактивных газов, повышает экологическую безопасность АЭС. The use of this technical solution reduces the likelihood of release of radioactive gases into the atmosphere, increases the efficiency of purification of radioactive gases, increases the environmental safety of nuclear power plants.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU95112123A RU2105360C1 (en) | 1995-07-12 | 1995-07-12 | Overpressure device for protecting nuclear reactor interior in case of emergency emission of steam-gas medium |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU95112123A RU2105360C1 (en) | 1995-07-12 | 1995-07-12 | Overpressure device for protecting nuclear reactor interior in case of emergency emission of steam-gas medium |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU95112123A RU95112123A (en) | 1997-07-10 |
RU2105360C1 true RU2105360C1 (en) | 1998-02-20 |
Family
ID=20170091
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU95112123A RU2105360C1 (en) | 1995-07-12 | 1995-07-12 | Overpressure device for protecting nuclear reactor interior in case of emergency emission of steam-gas medium |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2105360C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2611572C1 (en) * | 2015-10-30 | 2017-02-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Device to protect circuit with working medium from excess pressure |
-
1995
- 1995-07-12 RU RU95112123A patent/RU2105360C1/en active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с.85 и 94. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2611572C1 (en) * | 2015-10-30 | 2017-02-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Device to protect circuit with working medium from excess pressure |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9502144B2 (en) | Filter for a nuclear reactor containment ventilation system | |
US5106571A (en) | Containment heat removal system | |
JP6876447B2 (en) | Nuclear power plant | |
US3459635A (en) | Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations | |
JPH02503956A (en) | Pressure release device in the reactor containment room of a nuclear power plant | |
US9773575B2 (en) | Passive filtration of air egressing from nuclear containment | |
CN109243634A (en) | Reactor safety system | |
RU2105360C1 (en) | Overpressure device for protecting nuclear reactor interior in case of emergency emission of steam-gas medium | |
US20120307957A1 (en) | Fuel handling area passive filtration design | |
JPH08248166A (en) | Reactor container cooling facility | |
US5091144A (en) | Bwr zero pressure containment | |
KR102599439B1 (en) | Reactor containment building spent fuel storage tank filtration exhaust | |
JPS63212892A (en) | Portable type quencher type filter bend system | |
RU95112123A (en) | DEVICE FOR PROTECTING THE REACTOR SPACE OF A NUCLEAR REACTOR FROM EXCEEDING PRESSURE DURING EMERGENCY SELECTION OF STEAM-GAS MEDIA | |
CN218002300U (en) | Gas leakage capturing device of natural gas dew point heater | |
JP2006322768A (en) | Hydrogen remover and its removing method for reactor containment | |
US3554869A (en) | Nuclear reactor systems of the direct cycle boiling water type | |
JPS5815197A (en) | Method of protecting leakage of radioactive gas | |
RU2408096C1 (en) | Cleaning device of emergency discharge of radioactive steam-gas mixture from nps protective cover | |
JPS63289488A (en) | Pressure controller for containment vessel of nuclear reactor | |
JPS58176595A (en) | Radioactive gas leakage protecting device | |
RADIOACTIVITY | REPORT OF THE TECHNICAL ASSESSMENT TASK FORCE | |
JPH06214078A (en) | Pressure releasing device for nuclear reactor containment vessel | |
JP2685902B2 (en) | Primary containment vessel | |
JPS5811897A (en) | Radioactive gaseous waste processing device |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner |