RU2160472C2 - Устройство и способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции - Google Patents

Устройство и способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции Download PDF

Info

Publication number
RU2160472C2
RU2160472C2 RU98105581/06A RU98105581A RU2160472C2 RU 2160472 C2 RU2160472 C2 RU 2160472C2 RU 98105581/06 A RU98105581/06 A RU 98105581/06A RU 98105581 A RU98105581 A RU 98105581A RU 2160472 C2 RU2160472 C2 RU 2160472C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
containment
atmosphere
equipment
radioactive
inerting
Prior art date
Application number
RU98105581/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU98105581A (ru
Inventor
Экардт Бернд
Original Assignee
Сименс Акциенгезелльшафт
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 Сименс Акциенгезелльшафт filed Critical Сименс Акциенгезелльшафт
Publication of RU98105581A publication Critical patent/RU98105581A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2160472C2 publication Critical patent/RU2160472C2/ru

Links

Images

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
    • 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Ventilation (AREA)

Abstract

При образовании водорода внутри защитной оболочки (8) атомной электростанции атмосфера защитной оболочки (СА) должна инертизироваться. Для избежания увеличения давления внутри защитной оболочки (8) при инертизации указаны устройство и способ, которые также обеспечивают одновременную вытяжную вентиляцию атмосферы защитной оболочки (СА). Для этого предусмотрено реверсивное оборудование удержания радиоактивности (4, 4'), которое позволяет производить вытяжную вентиляцию атмосферы защитной оболочки (СА) без выброса радиоактивного материала в окружающую среду. Таким образом, инертизация защитной оболочки (8) может также производиться профилактически, что приводит к повышению надежности всей установки и исключению выброса радиоактивности в окружающую среду. 3 с. и 12 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к устройству для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции. Оно относится далее также к способу для эксплуатации подобного устройства.
На атомной электростанции в случае ситуаций повреждений или аварий, при которых, например в результате нагрева активной зоны, может наступать окисление циркония, следует считаться с образованием и освобождением газообразного водорода внутри окружающей активную зону реактора защитной или противоаварийной оболочки. За счет этого внутри защитной оболочки могут образовываться взрывоопасные газовые смеси.
Для предотвращения образования подобных взрывоопасных газовых смесей в защитной оболочке атомной электростанции обсуждаются различные устройства или способы. Сюда относятся, например такие устройства, как каталитические рекомбинаторы, каталитически и электрически работающие устройства воспламенения или комбинация обоих названных устройств, а также способы постоянной или дополнительной инертизации защитной оболочки.
Для инертизации защитной оболочки атомной электростанции к ней в качестве инертизирующего средства можно подводить нереактивный газ, как например азот (N2) или углекислый газ (CO2). В одном варианте для инертизации можно производить питание жидким газом через разветвленную систему сопел или обычные системы питания газом с встроенными испарительными установками форсунок для жидкого топлива или газовых горелок. Другие варианты основаны на запитывании жидкого газа, причем вследствие отсутствующей энергии испарения атмосферы защитной оболочки также предусмотрено запитывание в водоотстойник внутри защитной оболочки.
Устройство для инертизации атмосферы в защитной оболочке атомной электростанции известно, например из немецкого патента DE 4421601 C1.
Подвод инертизирующего средства в защитную оболочку может иметь следствием повышение давления внутри защитной оболочки. Такое повышение давления может появляться также в уже ранее инертизированной защитной оболочке, в частности с высокой удельной массой Zr и малым объемом защитной оболочки. Это опять-таки требует возможного сброса давления защитной оболочки путем вытяжной вентиляции (Venting) атмосферы защитной оболочки. В атмосфере защитной оболочки, однако, обычно содержится радиоактивный материал, например, инертные газы, йод или аэрозоль, что могло бы попадать при вытяжной вентиляции в окружающую среду атомной электростанции. Применение этого принципа с вытяжной вентиляцией атмосферы защитной оболочки атомной электростанции в случае аварии поэтому вследствие этого содержащегося в атмосфере защитной оболочки материала не принимается в рассмотрение.
В основе изобретения поэтому лежит задача указания устройства, с которым инертизация и вытяжная вентиляции атмосферы защитной оболочки атомной электростанции может производиться надежно и без нагрузки на окружающую атомную электростанцию среду. Далее должен быть указан особенно подходящий способ для эксплуатации подобного устройства.
Эта задача согласно изобретения решается за счет реверсивного оборудования удержания радиоактивности, через которое совместно проведены подключенный к защитной оболочке подающий трубопровод для инертизирующего средства и подключенный к защитной оболочке спускной трубопровод для атмосферы защитной оболочки, или которое включено в подключенный к защитной оболочке трубопровод для подачи инертизирующего средства и для спуска атмосферы защитной оболочки.
Использование средств удержания радиоактивности на атомной электростанции известно, например, из немецкой выложенной заявки DE 3637795 A1. Однако, оно предусмотрено исключительно для сброса давления защитной оболочки атомной электростанции. Спускаемая из защитной оболочки атмосфера защитной оболочки проходит при обеих альтернативах через оборудование удержания радиоактивности. Содержащийся в атмосфере защитной оболочки радиоактивный материал, как например инертные газы, йод или аэрозоль, при этом удерживается и кратковременно накапливается адсорбирующим материалом, предусмотренным внутри оборудования удержания радиоактивности. После подобной загрузки адсорбирующего материала и перед прорывом радиоактивного материала, то есть перед выделением материала в окружающий воздух, способ работы оборудования удержания радиоактивности изменяют таким образом, что оно теперь обтекается инертизирующим средством в противоположном направлении. При этом удержанный радиоактивный материал отделяется от адсорбирующего материала и с инертизирующим средством вводится обратно в защитную оболочку. Таким образом является возможной инертизация защитной оболочки или сохранение инертизации, причем одновременно обеспечен сброс давления защитной оболочки. При этом в любое время надежно предотвращается выделение радиоактивного материала в окружающую среду. Кроме того, за счет применения реверсивного оборудования удержания радиоактивности избегаются дополнительные отходы, например в виде засоренных фильтрующих элементов. Инертизирующее средство может при этом представлять собой, например азот (N2), углекислый газ CO2, пар или другой не имеющий окислительного действия газ.
Реверсивное оборудование удержания радиоактивности, через которое совместно проведены подключенный к защитной оболочке подающий трубопровод для инертизирующего средства и подключенный к защитной оболочке спускной трубопровод для атмосферы защитной оболочки, при этом предпочтительно содержит установленный с возможностью вращения вокруг оси фильтрующий элемент. Подобное, выполненное по типу регенерирующего колеса оборудование удержания радиоактивности может работать в режиме непрерывной регенерации. Спускной трубопровод и подающий трубопровод при этом проходят через пространственно различные области оборудования удержания радиоактивности, причем для уплотнения направляемых в спускном трубопроводе и подающем трубопроводе газовых потоков целесообразно выбраны взаимно устойчивые к активности и негорючие герметизирующие материалы. За счет вращения оборудования удержания радиоактивности тем самым достигается, что каждая частичная область оборудования удержания радиоактивности попеременно нагружается радиоактивным материалом спущенной атмосферой защитной оболочки и регенерируется обтекающим ее в противоположном направлении инертизирующим средством.
В качестве особенно подходящего для удержания инертных газов адсорбирующего материала оборудование удержания радиоактивности содержит активированный уголь, молекулярное сито и/или цеолит. Адсорбирующий материал имеет при этом внутреннюю обменную поверхность по меньшей мере 1000 м2/м3.
В направлении течения атмосферы защитной оболочки перед или после оборудования удержания радиоактивности целесообразно включены отделитель для аэрозоля и/или сорбенты иода.
Чтобы особенно поддержать регенерацию адсорбирующего материала и таким образом достигнуть особенно большой продолжительности службы оборудования удержания радиоактивности, перед ним целесообразно подключен в направлении течения инертизирующего средства перегреватель. Перегреватель может быть выполнен, например в виде накопителя тепловой энергии или также в виде высокотемпературного сухого накопителя. Возможными являются также и другие устройства нагрева или откачки. За счет достигнутого таким образом перегревания инертизирующего средства может быть кроме того достигнуто то, что оборудование удержания радиоактивности обтекается исключительно сухим инертизирующим средством. Подобное сухое инертизирующее средство особенно благоприятно воздействует на регенерацию оборудования удержания радиоактивности. Далее предпочтительно предусмотрен блок управления для установки температуры инертизирующего средства перед его входом в оборудование удержания радиоактивности.
Чтобы особенно эффективно избежать превышения давления в защитной оболочке, инертизирующее средство целесообразно содержит водяной пар. Подведенный к защитной оболочке перегретый водяной пар конденсируется внутри защитной оболочки. Эта конденсация приводит к уменьшению давления внутри защитной оболочки. В частности, в связи с дополнительно предусмотренным, предпочтительным образом подключенным к спускному трубопроводу вытяжным устройством таким образом может достигаться постоянное поддержание пониженного давления в защитной оболочке. За счет этого особенно надежно предотвращается выделение радиоактивного материала в окружающую среду. Подобное вытяжное устройство таким образом может особенно эффективно использоваться при негереметичной защитной оболочке с утечками. Инертизирующее средство при этом может состоять исключительно из водяного пара или также содержать наряду с водяным паром другой материал, например азот (N2) или углекислый газ (CO2).
Чтобы достичь уплотнения защитной оболочки относительно окружающей среды и тем самым надежно исключить выделение радиоактивного материала в окружающую среду, в подающий трубопровод целесообразно включена автоматически закрывающаяся запорная арматура. Подобная автоматически закрывающаяся запорная арматура может закрываться, например под действием пружины или веса. При подаче инертизирующего средства арматура открывается за счет давления, действующего против силы действия пружины или веса так, что делается возможным втекание инертизирующего средства в защитную оболочку.
Относительно способа для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции, названная задача решается согласно изобретения за счет того, что через реверсивное оборудование удержания радиоактивности попеременно пропускают подлежащее подведению к защитной оболочке инертизирующее средство и спускаемую из защитной оболочки атмосферу защитной оболочки.
В предпочтительной форме дальнейшего развития содержащийся в спускаемой из защитной оболочки атмосфере защитной оболочки радиоактивный материал отделяют в оборудовании удержания радиоактивности и при последующем протекании через оборудование удержания радиоактивности инертизирующего средства возвращают в защитную оболочку. Оборудование удержания радиоактивности при этом может работать непрерывно, например по принципу регенерирующего колеса, или также прерывисто, например за счет переключения и регенерации в противотоке.
Для обеспечения особенно эффективной регенерации оборудования удержания радиоактивности температуру инертизирующего средства перед входом в оборудование удержания радиоактивности регулируют. Особенно предпочтительно инертизирующее средство при этом для его сушки перегревают.
Достигнутые изобретением преимущества состоят, в частности, в том, что за счет реверсивного оборудования удержания радиоактивности подача инертизирующего средства в защитную оболочку атомной электростанции является возможной в любое время без появления недопустимого повышения давления в защитной оболочке. Тем самым подобная инертизация защитной оболочки не сопровождается связанными с повышением давления в защитной оболочке недостатками. Подобная инертизация может применяться особенно гибко и может производиться также профилактически. Поэтому надежность всей установки является значительно повышенной не только в ситуациях повреждений или аварий, но и при незначительных отклонениях состояния атомной электростанции от нормального состояния.
Примеры выполнения изобретения поясняются более подробно с помощью чертежей. При этом на фигурах показано:
Фиг. 1 - устройство для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции с оборудованием удержания радиоактивности.
Фиг. 2 - альтернативное устройство для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции с вращающимся оборудованием удержания радиоактивности.
Одинаковые части снабжены на обеих фигурах одинаковыми ссылочными позициями.
Устройство 1 для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки CA на не представленной более подробно атомной электростанции согласно фиг. 1 содержит трубопровод 2, в который включено оборудование удержания радиоактивности 4. Запираемый системой клапанов 5 трубопровод 2, с одной стороны, через ввод 6 подключен к внутреннему пространству защитной или противоаварийной оболочки 8 атомной электростанции и, с другой стороны, к поворотному устройству 10 в виде трехходового клапана. В поворотном устройстве 10 трубопровод 2 разветвляется на подающий трубопровод 12 для инертизирующего средства 1 и на спускной трубопровод 14 для атмосферы защитной оболочки CA.
Подающий трубопровод 12, в который в качестве перегревателя включен снабженный блоком управления 15 для регулирования температуры теплообменник 16, подключен к контейнеру-хранилищу 18 для инертизирующего средства 1. Спускной трубопровод 14 своим выполненным в виде газоочистителя Вентури концом 20 впадает в резервуар 22, выполненный в виде отделителя йода и/или аэрозоля, который в своей верхней области имеет фильтрующий элемент 24. Через фильтрующий элемент 24 к резервуару 22 на стороне выхода подключен трубопровод газообразных отходов 26, который предпочтительно через (не представленное на чертеже) газовытяжное устройство впадает в трубу для отвода газов 27. В параллельном включении с резервуаром 22 спускной трубопровод 14 кроме того через запираемый клапаном 28 обводной трубопровод 29 соединен с трубопроводом газообразных отходов 26.
Оборудование удержания радиоактивности 4 содержит множество фильтрующих вставок 30, из которых на фиг. 1 показаны две. Каждая фильтрующая вставка 30 имеет при этом на своей поверхности адсорбирующий материал A.
В случае необходимой инертизации атмосферы защитной оболочки CA инертизирующее средство I, которое имеется в контейнере-хранилище 18 в жидкой форме до высоты уровня 32, вначале частично испаряют посредством нагревателя 34. В случае инертизирующего средства I при этом может идти речь об азоте (N2), углекислом газе (CO2), воде или об их смеси. Испаренное инертизирующее средство I течет через подающий трубопровод 12 к отклоняющему устройству 10, причем оно проходит через теплообменник 16. В теплообменнике 16 инертизирующее средство I перегревают. Теплообменник 16 может быть активно нагреваемым нагревательным элементом или также постоянно нагретым резервуаром тепловой энергии (высокотемпературным сухим накопителем).
Для подвода таким образом перегретого инертизирующего средства I' внутрь защитной оболочки 8 через устройство отклонения 10 проход подающего трубопровода 12 к трубопроводу 2 открыт так, что перегретое инертизирующее средство I' через трубопровод 2 подается к оборудованию удержания радиоактивности 4. В оборудовании удержания радиоактивности 4 перегретое инертизирующее средство I' обтекает фильтрующие вставки 30 и затем по трубопроводу 2 и ввод 6 попадает внутрь защитной оболочки 8, где оно способствует инертизации атмосферы защитной оболочки CA.
После того, как внутрь защитной оболочки 8 было подведено такое количество перегретого инертизирующего средства I', что требуется сброс давления, через устройство отклонения 10 соединение между подающим трубопроводом 12 и трубопроводом 2 закрывается, а соединение между спускным трубопроводом 14 и трубопроводом 2 открывается. В этом положении устройства отклонения 10 возможна вытяжная вентиляция атмосферы защитной оболочки CA, то есть спуск атмосферы защитной оболочки CA. При этом спускаемая из защитной оболочки 8 атмосфера защитной оболочки CA обтекает оборудование удержания радиоактивности 4 и его фильтрующие вставки 30. Содержащийся в атмосфере защитной оболочки CA радиоактивный материал, например инертные газы, удерживается за счет адсорбции на фильтрующих вставках 30. Отфильтрованная атмосфера защитной оболочки CA', как это показано стрелкой, течет к выполненному в виде отделителя йода и аэрозоля резервуару 22. За счет взаимодействия выполненного в виде газоочистителя Вентури конца 20 спускного трубопровода 14 и фильтрующего элемента 24 йод и/или аэрозоли удаляются из атмосферы защитной оболочки CA'. Очищенная таким образом атмосфера защитной оболочки CA'' может выпускаться в окружающую среду через трубу для отвода газов 27.
После того, как таким образом внутри защитной оболочки 8 было достигнуто достаточное выравнивание давления, в следующей операции к ней снова добавляют инертизирующее средство I. Для этого посредством устройства отклонения 10 соединение трубопровода 2 к спускному трубопроводу 14 закрывают и одновременно открывают соединение трубопровода 2 к подающему трубопроводу 12. Тем самым перегретое инертизирующее средство I' снова течет внутрь защитной оболочки 8 и проходит при этом снова через оборудование удержания радиоактивности 4 и его фильтрующие вставки 30. При протекании через фильтрующие вставки 30 инертизирующее средство I' отделяет поглощенный ими радиоактивный материал и возвращает его обратно внутрь защитной оболочки 8. За счет такого переменного и поэтому прерывистого режима работы устройства 1 надежно избегается освобождение радиоактивного материала также при вытяжной вентиляции защитной оболочки 8.
В случае альтернативного устройства 1' согласно фиг. 2 для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки CA, подающий трубопровод 12 для инертизирующего средства I, а также спускной трубопровод 14 для атмосферы защитной оболочки CA соответственно через ввод 40 или, соответственно, 41 подключен к внутреннему пространству защитной оболочки 8. Также и в этой форме выполнения подающий трубопровод 12, в который включен теплообменник 16 в качестве перегревателя, подключен к контейнеру-хранилищу 18 для инертизирующего средства I. Спускной трубопровод 14 через выполненный в виде отделителя йода и аэрозоля резервуар 22 подключен к трубе для отвода газов 27.
Подающий трубопровод 12 и спускной трубопровод 14 в этом примере выполнения проходят через общее реверсивное оборудование удержания радиоактивности 4'. Оборудование удержания радиоактивности 4' при этом выполнено в виде регенерирующего колеса. Оно содержит установленный с возможностью вращения вокруг оси 50 фильтрующий элемент 52, который в свою очередь содержит адсорбирующий материал A.
Оборудование удержания радиоактивности 4' работает в непрерывном режиме. При этом выпускаемая из защитной оболочки 8 атмосфера защитной оболочки CA течет через находящуюся в области спускного трубопровода 14 часть фильтрующего элемента 52. Только эта часть фильтрующего элемента 52 насыщается содержащимся в атмосфере защитной оболочки CA радиоактивным материалом. Отфильтрованная атмосфера защитной оболочки CA' после этого, аналогично примеру выполнения согласно фиг. 1, течет к выполненному в виде отделителя йода и/или аэрозоля резервуару 22.
За счет вращения фильтрующего элемента 52 вокруг оси 50 загруженная радиоактивным материалом область фильтрующего элемента 52 удаляется из области спускного трубопровода 14 и заменяется не загруженной радиоактивным материалом областью фильтрующего элемента 52. Частичные области фильтрующего элемента 52 взаимно уплотнены с помощью стойкого к радиоактивности и негорючего уплотняющего материала.
Загруженная радиоактивным материалом область фильтрующего элемента 52 за счет вращения фильтрующего элемента 52 вокруг оси 50 попадает в область подающего трубопровода 12 для инертизирующего средства I. В этой области она обтекается перегретым и подлежащим подаче в защитную оболочку 8 инертизирующим средством I'. При этом адсорбированный радиоактивный материал отделяется от фильтрующего элемента 52 и вводится обратно в защитную оболочку 8. Таким образом каждая область фильтрующего элемента 52 непрерывно загружается радиоактивным материалом и снова регенерируется. Процессы загружения и регенерации фильтрующего элемента 52 в оборудовании удержания радиоактивности 4' таким образом протекают параллельно и одновременно так, что оборудование удержания радиоактивности 4' может работать в непрерывном режиме. За счет этого появление избыточного давления в защитной оболочке 8 в любое время исключено так, что подобная инертизация защитной оболочки 8 является особенно гибкой и может также производиться в любое время профилактически.
Предусмотренное в примере выполнения согласно фиг. 2 находящееся в контейнере-хранилище 18 инертизирующее средство I является водой. Эта вода I посредством нагревателя 34 полностью или частично испаряется. Подаваемый через подающий трубопровод 12 оборудования удержания радиоактивности 4' водяной пар D перегревают в теплообменнике 16 так, что является возможной особенно эффективная регенерация обтекаемой им части фильтрующего элемента 52. Подведенный водяной пар D конденсируется внутри защитной оболочки 8. Из этой представленной в области K конденсации результируется рост давления или пониженное давление внутри защитной оболочки 8. В частности, в комбинации с трубой для отвода газов 27 таким образом делается возможным постоянное поддержание пониженного давления внутри защитной оболочки 8. За счет поддержания подобного пониженного давления также при негерметичной защитной оболочке 8 или при утечках надежно исключается выход радиоактивного материала в окружающую среду, так как утечки, как показано на фиг. 1 стрелкой, втекают исключительно внутрь защитной оболочки 8.
К оборудованию удержания радиоактивности 4' параллельно к подающему трубопроводу 12 может также подключаться другой подающий трубопровод 54 для подачи дальнейшего инертизирующего средства I2. Инертизирующее средство I2 может при этом представлять собой, например азот (N2) или углекислый газ (CO2). За счет подобного расположения является возможной регенерация фильтрующего элемента 52 посредством смеси водяного пара D и инертизирующего газа I2.
Каждый фильтрующий элемент 30, 52 оборудования удержания радиоактивности 4 или, соответственно, 4' может содержать в качестве адсорбирующего материала A предпочтительно активированный уголь и/или молекулярное сито. Тонко распределенный адсорбирующий материал при этом имеет внутреннюю обменную поверхность, равную по меньшей мере 1000 м2/м3. Для особенно эффективной регенерации фильтрующих элементов 30 или, соответственно, 52 температура подведенного инертизирующего средства I', I2 является регулируемой. Подобное регулирование температуры может производиться, например за счет регулирования теплообменника 16 посредством блока управления 15 или также за счет не представленного более подробным образом разделения направляемого в подающем трубопроводе 12 газового потока на частичные потоки, из которых только один направляют через теплообменник 16 и затем снова примешивают к остальным частичным потокам.
Оборудование удержания радиоактивности 4, 4' согласно примерам выполнения по фиг. 1 и 2 расположено вне защитной оболочки 8, альтернативно оно может, однако, быть расположенным внутри защитной оболочки 8.
Для обеспечения надежной герметизации защитной оболочки 8 и тем самым надежного исключения выхода радиоактивного материала в окружающую среду, подающий трубопровод 12 после его прохода 6 или, соответственно, 40 через защитную оболочку 8 снабжен автоматически запирающейся запорной арматурой 60, 60'. Она открывается за счет, например, действующего против силы пружины или веса давления запитывания инертизирующего средства I', I2. При отказе или окончании подачи инертизирующего средства I', I2 защитная оболочка 8 таким образом закрывается по безаварийному принципу относительно окружающей среды.
Подобным устройством 1 или 1' инертизация атмосферы защитной оболочки CA при одновременной вытяжной вентиляции является возможной в любое время. Так как при этом появление роста давления внутри защитной оболочки 8 исключено, подобная инертизация может производиться в любое время. Таким образом инертизация может производиться в фазе "сброса давления" или по другим критериям, как например "H2-концентрация слишком высока", "уровень активной зоны слишком низкий", или профилактически, так как ни в коем случае можно не опасаться выделения радиоактивного материала в окружающую среду. Кроме того инертизация атмосферы защитной оболочки CA является возможной краткосрочно и также при выходе из строя важных систем (отказ командного исполнительного устройства).

Claims (15)

1. Устройство для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки (СА) на атомной электростанции, причем к защитной оболочке (8) подключены подающий трубопровод (12) для инертизирующего средства (I) и спускной трубопровод (14) для атмосферы защитной оболочки (СА), которые проходят через общее реверсивное оборудование удержания радиоактивности (4, 4').
2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что оборудование удержания радиоактивности (4') содержит установленный с возможностью вращения вокруг оси (50) фильтрующий элемент (52).
3. Устройство для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции, причем к защитной оболочке (8) подключен трубопровод (2) для подачи инертизирующего средства (I) и спуска атмосферы защитной оболочки (СА), в который включено реверсивное оборудование удержания радиоактивности (4).
4. Устройство по любому из пп.1 - 3, отличающееся тем, что оборудование удержания радиоактивности (4, 4') содержит активированный уголь и/или молекулярное сито в качестве адсорбирующего материала (А).
5. Устройство по любому из пп.1 - 4, отличающееся тем, что адсорбирующий материал (А) оборудования удержания радиоактивности (4, 4') имеет внутреннюю обменную поверхность по меньшей мере 1000 м2/м3.
6. Устройство по любому из пп.1 - 5, отличающееся тем, что предусмотрен включенный в направлении течения атмосферы защитной оболочки (СА) перед или после оборудования удержания радиоактивности (4, 4') отделитель аэрозоля (22).
7. Устройство по любому из пп.1 - 6, отличающееся тем, что перед оборудованием удержания радиоактивности (4, 4') в направлении течения инертизирующего средства (I) включен перегреватель (16).
8. Устройство по любому из пп.1 - 7, отличающееся тем, что предусмотрен блок управления (15) для установки температуры инертизирующего средства (I') перед входом в оборудование удержания радиоактивности (4, 4').
9. Устройство по любому из пп.1 - 8, отличающееся тем, что инертизирующее средство (I) содержит водяной пар (D).
10. Устройство по любому из пп.1 - 9, отличающееся тем, что предусмотрена подключенная к спускному трубопроводу труба для отвода газов (27).
11. Устройство по любому из пп.1 - 10, отличающееся тем, что предусмотрена включенная в подающий трубопровод автоматически закрывающаяся запорная арматура (60, 60').
12. Способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции, при котором через реверсивное оборудование удержания радиоактивности (4, 4') попеременно пропускают подлежащее подведению к защитной оболочке (8) инертизирующее средство (I) и спускаемую из защитной оболочки атмосферу защитной оболочки (СА).
13. Способ по п.12, отличающийся тем, что содержащийся в спускаемой из защитной оболочки атмосфере защитной оболочки (СА) радиоактивный материал отделяют в оборудовании удержания радиоактивности (4, 4') и при последующем протекании через оборудование удержания радиоактивности (4, 4') инертизирующего средства (I) возвращают в защитную оболочку (8).
14. Способ по п.12 или 13, отличающийся тем, что температуру инертизирующего средства (I) регулируют.
15. Способ по любому из пп.12 - 14, отличающийся тем, что инертизирующее средство (I) перегревают.
RU98105581/06A 1995-09-01 1996-09-02 Устройство и способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции RU2160472C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19532366A DE19532366C1 (de) 1995-09-01 1995-09-01 Vorrichtung und Verfahren zur Inertisierung und zum Venting der Containment-Atmosphäre in einem Kernkraftwerk
DE19532366.1 1995-09-01

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU98105581A RU98105581A (ru) 2000-05-10
RU2160472C2 true RU2160472C2 (ru) 2000-12-10

Family

ID=7771070

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU98105581/06A RU2160472C2 (ru) 1995-09-01 1996-09-02 Устройство и способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции

Country Status (11)

Country Link
US (1) US5872825A (ru)
EP (1) EP0847584B1 (ru)
JP (1) JPH11512181A (ru)
KR (1) KR19990044108A (ru)
CN (1) CN1195419A (ru)
CA (1) CA2230900C (ru)
DE (2) DE19532366C1 (ru)
ES (1) ES2141529T3 (ru)
RU (1) RU2160472C2 (ru)
UA (1) UA41460C2 (ru)
WO (1) WO1997009722A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2617431C2 (ru) * 2012-07-09 2017-04-25 Арефа Гмбх Ядерная техническая установка с защитной оболочкой и системой сброса давления

Families Citing this family (37)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19743333C2 (de) 1997-09-30 2002-02-28 Framatome Anp Gmbh Abblasevorrichtung und Verfahren zum Abblasen von Dampf
DE10328774B3 (de) 2003-06-25 2005-01-13 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage mit Druckentlastung
DE10328773B3 (de) * 2003-06-25 2005-02-17 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage
US8687759B2 (en) * 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
US9984777B2 (en) 2007-11-15 2018-05-29 Nuscale Power, Llc Passive emergency feedwater system
US8588360B2 (en) 2007-11-15 2013-11-19 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Evacuated containment vessel for a nuclear reactor
JP5006178B2 (ja) * 2007-12-21 2012-08-22 株式会社東芝 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント
US8929505B2 (en) 2009-08-28 2015-01-06 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) 2009-08-28 2014-04-29 Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US20110150167A1 (en) * 2009-08-28 2011-06-23 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US9269462B2 (en) 2009-08-28 2016-02-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8488734B2 (en) * 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
CN101777392B (zh) * 2009-11-17 2012-10-10 华北电力大学 一种超临界co2核电站事故缓冲脱除装置
CN102169731A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法
CN102226949B (zh) * 2011-04-20 2014-03-19 衡阳师范学院 一种提高放射性气体吸附量和除氢的方法及装置
KR101363772B1 (ko) * 2012-02-29 2014-02-17 한국수력원자력 주식회사 액체 피동밸브를 이용한 격납건물 압력제어장치
US9502144B2 (en) * 2012-07-06 2016-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Filter for a nuclear reactor containment ventilation system
US9922734B2 (en) 2012-12-28 2018-03-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof
JP5853054B2 (ja) * 2013-06-19 2016-02-09 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
DE102013214230B4 (de) 2013-07-19 2016-03-03 Areva Gmbh Verwendung eines Belüftungssystems und zugehöriges Betriebsverfahren zum Einsatz während eines schweren Störfalls in einer kerntechnischen Anlage
JP5504368B1 (ja) * 2013-10-23 2014-05-28 ラサ工業株式会社 放射性ヨウ素吸着剤、及び放射性ヨウ素の処理方法
KR102008852B1 (ko) * 2013-11-26 2019-08-08 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ 수소-함유 기체 매질의 정제 시스템 및 이의 이용 방법
CN103871495B (zh) * 2014-03-07 2016-06-29 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下安全壳泄压系统
US10937555B2 (en) * 2014-12-19 2021-03-02 Caverion Deutschland GmbH Nuclear power plant
DE102015200679A1 (de) * 2015-01-16 2016-07-21 Areva Gmbh Belüftungssystem und zugehöriges Betriebsverfahren zum Einsatz während eines schweren Störfalls in einer kerntechnischen Anlage
CN105931691B (zh) * 2016-04-21 2018-01-12 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料放射性气体处理方法
JP6741618B2 (ja) * 2017-03-29 2020-08-19 三菱重工業株式会社 格納容器保全設備
JP6748012B2 (ja) * 2017-03-29 2020-08-26 三菱重工業株式会社 格納容器保全設備
CN107799187A (zh) * 2017-10-30 2018-03-13 上海核工程研究设计院有限公司 一种利用安全壳惰化防止氢气风险的方法
RU2670430C1 (ru) * 2017-11-30 2018-10-23 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Способ обеспечения водородной взрывобезопасности атомной электростанции
CN110097991B (zh) * 2018-01-31 2023-07-14 中国辐射防护研究院 一种事故条件下使用可移动放射性气体处理系统
RU2686662C1 (ru) * 2018-08-23 2019-04-30 Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
CN109405152A (zh) * 2018-09-18 2019-03-01 中广核研究院有限公司 一种核电站排风系统
JP2020094979A (ja) * 2018-12-14 2020-06-18 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 有機よう素捕集装置及び有機よう素捕集方法
CN110648770B (zh) * 2019-10-24 2023-02-03 中国舰船研究设计中心 一种反应堆舱超压保护系统
JP6851452B2 (ja) * 2019-11-28 2021-03-31 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 フィルタベント装置
CN113593740B (zh) * 2021-07-01 2024-02-27 中广核研究院有限公司 核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3910817A (en) * 1972-10-17 1975-10-07 Westinghouse Electric Corp Method and apparatus for removing radioactive gases from a nuclear reactor
US3999968A (en) * 1976-01-19 1976-12-28 American Precision Industries, Inc. Dust collector
DE2922717C2 (de) * 1979-06-05 1983-01-27 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Verfahren und Einrichtung zur katalytischen Rekombination von Wasserstoff, der im Sicherheitsbehälter einer Kernreaktoranlage eingeschlossen ist
JPS6186680A (ja) * 1984-10-05 1986-05-02 株式会社日立製作所 ドライウエル冷却系統
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE3715467A1 (de) * 1987-05-08 1988-11-17 Siemens Ag Druckentlastungs- und filtereinrichtung fuer kerntechnische anlagen, insbesondere fuer siedewasserreaktoren
DE3806872C3 (de) * 1988-03-03 1995-05-04 Rwe Energie Ag Anordnung für die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters einer Kernkraftanlage
ES2046361T3 (es) * 1988-04-18 1994-02-01 Siemens Aktiengesellschaft Central nuclear con una envoltura de seguridad.
DE4021612A1 (de) * 1990-07-06 1992-01-09 Jahn Hermann Verfahren zur minimierung der stoerfall-gefahr
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
JPH04286994A (ja) * 1991-03-15 1992-10-12 Hitachi Ltd 非常時格納容器冷却設備
GB2260917B (en) * 1991-11-01 1995-05-03 Pall Corp Containments including nuclear reactors
JPH05172980A (ja) * 1991-12-24 1993-07-13 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH07104087A (ja) * 1993-10-07 1995-04-21 Toshiba Corp 原子炉格納容器のベント装置
US5487783A (en) * 1994-04-14 1996-01-30 International Business Machines Corporation Method and apparatus for preventing rupture and contamination of an ultra-clean APCVD reactor during shutdown
DE4421601C1 (de) * 1994-06-21 1995-08-24 Siemens Ag Vorrichtung zur Inertisierung der Atmosphäre in einem Kernkraftwerks-Containment

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2617431C2 (ru) * 2012-07-09 2017-04-25 Арефа Гмбх Ядерная техническая установка с защитной оболочкой и системой сброса давления
US10304574B2 (en) 2012-07-09 2019-05-28 Framatome Gmbh Nuclear plant with a containment shell and with a pressure relief system

Also Published As

Publication number Publication date
US5872825A (en) 1999-02-16
ES2141529T3 (es) 2000-03-16
JPH11512181A (ja) 1999-10-19
DE59603731D1 (de) 1999-12-30
CA2230900C (en) 2007-05-08
KR19990044108A (ko) 1999-06-25
UA41460C2 (ru) 2001-09-17
CA2230900A1 (en) 1997-03-13
CN1195419A (zh) 1998-10-07
WO1997009722A1 (de) 1997-03-13
DE19532366C1 (de) 1996-12-05
EP0847584A1 (de) 1998-06-17
EP0847584B1 (de) 1999-11-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2160472C2 (ru) Устройство и способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции
US11515051B2 (en) Nuclear power plant
CN103081022B (zh) 核电站减压方法、核电站减压系统以及相应的核电站
EP0970916B1 (en) Ozone storage system
JP2818237B2 (ja) 格納容器付きの原子力発電所および格納容器の圧力放出方法
RU98105581A (ru) Устройство и способ для инертизации и для вытяжной вентиляции атмосферы защитной оболочки на атомной электростанции
CA2179076C (en) A method for treating organohalogen compound, and an apparatus thereof
JP2001524875A (ja) 高圧における膜の気体／液体吸収法を実施するための機器及び方法
JP6754719B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステム
JPH04502581A (ja) 気体からの成分を収着する装置および方法
WO2020121714A1 (ja) 有機よう素捕集装置及び有機よう素捕集方法
RU2758899C2 (ru) Ядерная установка с вентиляционной системой
JP7457617B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステムおよび原子力発電プラント
JPH09197085A (ja) 原子炉格納容器のベント方法および装置
EP4119215A1 (en) Fume treatment plant equipped with a mercury emissions abating system with a fixed bed of chemi-adsorbents and a method for abating mercury emissions in a fume treatment plant
JPH0692605A (ja) 水素回収精製方法及びその装置
JP2009127788A (ja) 水素供給装置及び燃料電池システム
JPH04186199A (ja) 放射化二酸化炭素の吸着設備及び吸着容器
JPS58878Y2 (ja) 気体廃棄物処理装置
KR100683196B1 (ko) 휘발성 유기화합물질 및 냄새물질 제거장치
RU2214634C2 (ru) Система послеаварийной инертизации
JPS63107732A (ja) 乾式ヨウ素除去装置
JPS636838B2 (ru)
JP2009236260A (ja) 水素貯蔵手段及び燃料電池システム
Hickey et al. Radioactive gas standby treatment apparatus with high efficiency rechargeable charcoal filter

Legal Events

Date Code Title Description
PC4A Invention patent assignment

Effective date: 20100713

MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20140903