RU2236715C1 - Confining safety system of nuclear power plant - Google Patents
Confining safety system of nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2236715C1 RU2236715C1 RU2003117316/06A RU2003117316A RU2236715C1 RU 2236715 C1 RU2236715 C1 RU 2236715C1 RU 2003117316/06 A RU2003117316/06 A RU 2003117316/06A RU 2003117316 A RU2003117316 A RU 2003117316A RU 2236715 C1 RU2236715 C1 RU 2236715C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- filter
- vapor
- gas mixture
- nuclear power
- gas
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к устройствам для противоаварийной защиты ядерных реакторов, называемым в настоящее время локализующими системами безопасности (ЛСБ) атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при локализации последствий аварии на АЭС.The invention relates to devices for emergency protection of nuclear reactors, currently called localizing safety systems (LSS) of nuclear power plants (NPPs), and can be used to localize the consequences of an accident at a nuclear power plant.
Локализующая система безопасности АЭС включает в себя защитную оболочку для ядерного (энергетического) реактора, оснащенную пассивными и активными конденсаторами, спринклерными и аварийными вентиляционными устройствами, транспортными трубопроводами с необходимой трубопроводной арматурой.The localization safety system of nuclear power plants includes a protective shell for a nuclear (energy) reactor, equipped with passive and active capacitors, sprinkler and emergency ventilation devices, transport pipelines with the necessary pipeline fittings.
Назначение ЛСБ - в условиях аварии ограничить выделение радиоактивных веществ в пределах зоны локализации аварии и изолировать от окружающей среды то оборудование АЭС, отказ в работе которого может привести к выбросу радиоактивных веществ, превышающему проектное значение.The purpose of the LSS is to limit the release of radioactive substances within the accident localization zone in the event of an accident and isolate from the environment the equipment of the nuclear power plant, the failure of which can lead to the release of radioactive substances in excess of the design value.
При возникновении запроектной аварии, вызванной отсутствием охлаждения активной зоны и, как следствие, ее возможное расплавление, расплав (кориум) нарушает целостность корпуса реактора и проникает в защитную оболочку. В защитной оболочке расплав взаимодействует с находящейся там водой, образуется парогазовая смесь и в защитной оболочке поднимается давление, которое угрожает нарушением герметичности оболочки и выходом во вспомогательные помещения и окружающую среду радиоактивных веществ, превышающих проектное значение.In the event of a beyond design basis accident caused by the absence of cooling of the core and, as a consequence, its possible melting, the melt (corium) violates the integrity of the reactor vessel and penetrates the protective shell. In the protective shell, the melt interacts with the water located there, a vapor-gas mixture is formed and pressure increases in the protective shell, which threatens to violate the tightness of the shell and the release of radioactive substances exceeding the design value into auxiliary rooms and the environment.
В связи с возможным возникновением запроектной аварии МАГАТЭ рекомендует дополнительно оснащать ЛСБ АЭС системами фильтруемого сброса давления. Более сотни ЛСБ зарубежных АЭС уже оснащены указанными фильтрующими системами. Выполнение рекомендаций МАГАТЭ решено осуществить и на российских АЭС с ВВЭР. Проведенные в связи с этим патентные исследования заявителем настоящего изобретения показали, что в развитии данного вида техники прослеживается тенденция не только по оснащению ЛСБ фильтрующими системами, но и по размещению их в защитной оболочке для улавливания из парогазовой смеси как твердых (аэрозольных), так газообразных радиоактивных веществ.In connection with the possible occurrence of a beyond design basis accident, the IAEA recommends additionally equipping the LSS of NPPs with filtered pressure relief systems. More than a hundred LSS of foreign nuclear power plants are already equipped with the indicated filtering systems. It was decided to implement the IAEA recommendations at Russian nuclear power plants with VVER. Conducted in this regard, patent research by the applicant of the present invention showed that in the development of this type of technology there is a tendency not only to equip LSS with filter systems, but also to place them in a protective shell to capture both solid (aerosol) and gaseous radioactive materials from a vapor-gas mixture substances.
Рассмотрим некоторые известные из мирового уровня техники решения, в которых отражена данная тенденция и которые могут служить аналогами заявляемой локализующей системы безопасности.Consider some well-known from the world-class technology solutions that reflect this trend and which can serve as analogues of the claimed localizing security system.
Известна локализующая система безопасности атомной электростанции (см. реферативное описание аналога 1 по заявке ФРГ №3815850, кл. G 21 C 13/10, 1988 и более подробное описание аналога 2 в сборнике отчетов “Усовершенствование системы улавливания продуктов при авариях на АЭС с ВВЭР”, “Проект: R 2.08/95 Результаты. Проекты. Издание: Siemens Power Generation под эгидой EUROPEAN COMISSION, а именно задание 2 “Оценка состояния дел с разработкой систем улавливания продуктов деления на Западе”, с.9, 10, 11, фиг.5), включающая защитную оболочку (в аналоге 2 - контайнмент), расположенный вне защитной оболочки во вспомогательном здании фильтр (в аналоге 2 - металловолоконные фильтры в комбинации с молекулярным ситом), в корпусе которого послойно размещены волоконные фильтрующие элементы (в аналоге 2 - две секции фильтра, причем в одной из них слой “грубых” металлических волокон, в другой шесть слоев тонких металлических волокон), а за ними следует серебросодержащий цеолитовый модуль йодного фильтра. Локализующая система безопасности имеет патрубок ввода в фильтр парогазовой смеси (в аналоге 2 - сбросный трубопровод), оснащенный дросселирующим и запорным устройствами, и патрубок вывода очищенной парогазовой смеси в вентиляционную трубу.The localizing safety system of a nuclear power plant is known (see the abstract description of analogue 1 according to the application of Germany No. 3815850, class G 21 C 13/10, 1988 and a more detailed description of analogue 2 in the collection of reports “Improvement of the system for capturing products during accidents at WWER plants” , “Project: R 2.08 / 95 Results. Projects. Edition: Siemens Power Generation under the auspices of EUROPEAN COMISSION, namely task 2“ Assessment of the status of the development of fission products capture systems in the West ”, pp. 9, 10, 11, fig. 5), including a protective shell (in analog 2 - containment), located in e a protective shell in the auxiliary building is a filter (in analogue 2, metal fiber filters in combination with a molecular sieve), in the housing of which fiber-filter elements are layer-by-layer placed (in analogue 2, two filter sections, moreover, in one of them is a layer of “coarse” metal fibers, in the other six layers of thin metal fibers), followed by the silver-containing zeolite module of the iodine filter. The localizing security system has a nozzle for introducing a vapor-gas mixture into the filter (in analog 2, an exhaust pipe) equipped with a throttling and shut-off device, and a nozzle for discharging the cleaned vapor-gas mixture into the ventilation pipe.
Во время работы атомной электростанции в проектном режиме система фильтруемого сброса давления данной локализующей системы безопасности находится в состоянии ожидания и включается в работу только при повышении давления в защитной оболочке.During operation of the nuclear power plant in design mode, the filtered pressure relief system of this localizing safety system is in a standby state and is included in the operation only when the pressure in the containment increases.
В этом случае открывается запорная арматура и парогазовая смесь из защитной оболочки поступает в сбросный трубопровод. В дросселирующем устройстве давление парогазовой смеси снижается до атмосферного. Далее парогазовая смесь проходит через все слои металлических волокон, где улавливаются аэрозоли, а затем - через молекулярное сито, в котором на сорбенте серебросодержащем цеолите улавливаются летучие формы радиоактивного йода.In this case, the shut-off valve opens and the gas-vapor mixture from the containment enters the discharge pipe. In the throttling device, the pressure of the vapor-gas mixture decreases to atmospheric. Next, the gas-vapor mixture passes through all layers of metal fibers, where aerosols are trapped, and then through a molecular sieve, in which volatile forms of radioactive iodine are trapped on a silver-containing zeolite sorbent.
Достоинством данной системы является то, что в ней осуществляется локализация аварии путем снижения давления образующейся при аварии парогазовой смеси, чем исключается нарушение герметичности защитной оболочки и обеспечивается выброс очищенных от радиоактивных веществ пара и газов.The advantage of this system is that it localizes the accident by reducing the pressure of the vapor-gas mixture formed during the accident, which eliminates the violation of the tightness of the containment and ensures the release of steam and gases purified from radioactive substances.
Однако известная локализующая система безопасности обладает и недостатками.However, the known localizing security system also has disadvantages.
Во-первых, не достигается полная пассивность работы этой системы во время аварии, так как в связи со значительной разностью между температурой горячей газовой смеси, поступающей в фильтр и температурой сорбента молекулярного сита происходит конденсация пара на сорбенте, в результате чего снижается сорбционная емкость его, а значит и эффективность улавливания летучих форм йода, подтверждением чему служит низкий процент улавливания йода - 91,2%.Firstly, the complete passivity of the operation of this system during an accident is not achieved, since due to the significant difference between the temperature of the hot gas mixture entering the filter and the temperature of the molecular sieve sorbent, vapor condensation occurs on the sorbent, resulting in a decrease in its sorption capacity, and hence the efficiency of the capture of volatile forms of iodine, as evidenced by the low percentage of capture of iodine - 91.2%.
Для исключения конденсации на сорбенте необходим перегрев сорбента выше точки росы пара, что влечет за собой снабжение молекулярного сита устройством для нагрева сорбента. Это находится в противоречии с проектными критериями по пассивности работы локализующей системы безопасности, так как перегрев - это активное действие по подводу энергии.To avoid condensation on the sorbent, it is necessary to overheat the sorbent above the dew point of the vapor, which entails supplying the molecular sieve with a device for heating the sorbent. This is in conflict with the design criteria for the passivity of the localizing safety system, since overheating is an active action for supplying energy.
Во-вторых, пассивность работы локализующей системы атомной электростанции не соблюдается и при других мероприятиях локализации аварии, а именно локализации места аварии.Secondly, the passivity of the localizing system of a nuclear power plant is not observed with other measures of localization of the accident, namely, localization of the accident site.
Расположение фильтра во вспомогательном здании, а не в защитной оболочке требует дезактивации фильтрационного оборудования и самого вспомогательного здания, а также строительства бетонной защиты. Все это приводит к увеличению капитальных и эксплуатационных затрат.The location of the filter in the auxiliary building, and not in the protective shell, requires the decontamination of the filtration equipment and the auxiliary building itself, as well as the construction of concrete protection. All this leads to an increase in capital and operating costs.
Кроме того, с точки зрения безопасности и сейсмостойкости размещение технологического оборудования в контайнменте, а не во вспомогательном здании предпочтительнее, так как проходки в контайнменте имеют класс безопасности 1, а остальные элементы локализующей системы безопасности атомной электростанции классифицируются по самой низкой степени соответствующей национальной или действующей на АЭС системе классификации по безопасности и никакая избыточность давления не предусматривается.In addition, from the point of view of safety and seismic resistance, the placement of technological equipment in the containment rather than in the auxiliary building is preferable, since the penetrations in the containment are of safety class 1, and the remaining elements of the localizing safety system of the nuclear power plant are classified according to the lowest degree corresponding to the national or current A nuclear power plant has a safety classification system and no pressure redundancy is foreseen.
Наиболее близкой к заявляемой и принятой в качестве прототипа является усовершенствованная локализующая система безопасности атомной электростанции (см. сборник отчетов “Усовершенствование системы улавливания продуктов при авариях на АЭС с ВВЭР”, “Проект: R 2/08/95. Результаты. Проекты. Издание: Siemens Power Generation под эгидой EUROPEAN COMISSION, а именно задание 2 “Оценка состояния дел с разработкой систем улавливания продуктов деления на Западе”, с. 11, фиг.8), включающая защитную оболочку (в прототипе - контайнмент) ядерного реактора, помещенный в нее фильтр, в корпусе которого послойно размещены волоконные фильтрующие элементы (в прототипе - металловолоконный фильтр установлен внутри контайнмента), а являющееся частью фильтра молекулярное сито и дросселирующее устройство установлены во вспомогательном здании. Система оснащена патрубками ввода в фильтр очищаемой парогазовой смеси и вывода очищенной парогазовой смеси из фильтра в вентиляционную трубу, а также необходимыми запорными устройствами.Closest to the claimed and adopted as a prototype is an improved localization safety system of a nuclear power plant (see the collection of reports “Improvement of the product recovery system in accidents at WWER nuclear power plants”, “Project: R 2/08/95. Results. Projects. Edition: Siemens Power Generation under the auspices of EUROPEAN COMISSION, namely task 2 “Assessment of the state of affairs with the development of fission products capture systems in the West”, p. 11, Fig. 8), including a protective shell (in the prototype - containment) of a nuclear reactor placed in it Phil mp, in the case of which the fiber layers arranged filter elements (in the prototype - metallovolokonny filter installed inside the containment) and forming part of a molecular sieve filter and a throttle device fitted in an auxiliary building. The system is equipped with nozzles for introducing the cleaned gas mixture into the filter and for discharging the cleaned gas mixture from the filter to the ventilation pipe, as well as the necessary locking devices.
В данной известной системе решена та же задача, что и в вышеописанной системе, и срабатывание всех технологических узлов ее подобно срабатыванию таких же узлов системы-аналога. А для осуществления сброса давления парогазовой смеси в защитной оболочке она сначала фильтруется на многослойных металловолоконных фильтрующих элементах при давлении, равном давлению в защитной оболочке, величина которого уменьшается во время функционирования системы по мере сброса парогазовой смеси из защитной оболочки (так называемое “скользящее давление”). Затем давление снижается в дроссельном устройстве до атмосферного, парогазовая смесь фильтруется в молекулярном сите и через вентиляционную трубу сбрасывается в атмосферу.In this known system, the same problem is solved as in the above system, and the operation of all its technological nodes is similar to the operation of the same nodes of the analog system. And to carry out the pressure relief of the vapor-gas mixture in the protective sheath, it is first filtered on multilayer metal-fiber filtering elements at a pressure equal to the pressure in the protective sheath, the value of which decreases during the operation of the system as the vapor-gas mixture is released from the protective sheath (the so-called “sliding pressure”) . Then, the pressure in the throttle device decreases to atmospheric, the vapor-gas mixture is filtered in a molecular sieve and discharged through the ventilation pipe into the atmosphere.
Данная система позволяет обеспечить эффективность очистки по аэрозолям более 99,99% благодаря тому, что проходное отверстие в дросселирующем устройстве рассчитано на критическую скорость парогазовой смеси, а объемная и, как следствие, линейная скорость в металловолоконном фильтре остается постоянной и при изменении давления в защитной оболочке.This system allows to provide an aerosol cleaning efficiency of more than 99.99% due to the fact that the passage opening in the throttling device is designed for the critical speed of the vapor-gas mixture, and the volumetric and, as a result, linear velocity in the metal fiber filter remains constant even when the pressure in the protective sheath changes .
Однако описанная локализующая система безопасности имеет относительно низкую производительность по парогазовой смеси и низкую пылеемкость из-за образования на входной поверхности металловолоконного фильтра слоя из частиц аэрозоля. При достижении массы слоя приблизительно 3 кг/м2 резко возрастает аэродинамическое сопротивление фильтра (см. Сборник отчетов..., рис.6).However, the described localization safety system has a relatively low steam-gas mixture productivity and low dust absorption due to the formation of an aerosol particle layer on the inlet surface of the metal fiber filter. When the mass of the layer reaches approximately 3 kg / m 2 , the aerodynamic drag of the filter increases sharply (see Report Collection ..., Fig. 6).
Кроме того, данная локализующая система безопасности так же, как и аналог, обладает низкой эффективностью по улавливанию йода - 91,2%.In addition, this localizing security system, like its counterpart, has a low efficiency in the capture of iodine - 91.2%.
Существенным недостатком описываемой локализующей системы безопасности является низкая способность пассивного удаления остаточного энерговыделения задержанных нуклидов: 700 Вт/м2 для металловолоконных фильтров и 1750 Вт/м2 для молекулярных сит. При поперечном сечении этих фильтров 20 м2 допустимая величина тепловыделений составит приблизительно 15 и 35 кВт соответственно.A significant drawback of the described localizing security system is the low ability of passive removal of residual energy release of delayed nuclides: 700 W / m 2 for metal fiber filters and 1750 W / m 2 for molecular sieves. With a cross section of these filters of 20 m 2, the allowable amount of heat will be approximately 15 and 35 kW, respectively.
Кроме того, для описываемой локализующей системы безопасности АЭС характерны недостатки, указанные в описании аналога. В связи с тем, что в прототипе только часть фильтра, а именно многослойные металловолоконные фильтрующие элементы, размещены в защитной оболочке, то не может быть достигнута полная пассивность работы ЛСБ. Требуются активные действия по обслуживанию во время и после аварии части фильтра и вспомогательного здания, в котором эта часть фильтра находится. Отсюда и все те нежелательные обстоятельства, требующие дополнительных капитальных и эксплуатационных затрат для исключения недостатков, указанных в том разделе настоящего описания, где шла речь о недостатках аналога.In addition, the described localizing safety system of nuclear power plants is characterized by the disadvantages indicated in the description of the analogue. Due to the fact that in the prototype only a part of the filter, namely multilayer metal-fiber filtering elements, is placed in a protective shell, complete passivity of the LSS operation cannot be achieved. Active maintenance actions are required during and after the accident of the filter part and the auxiliary building in which this part of the filter is located. Hence all those undesirable circumstances that require additional capital and operating costs to eliminate the disadvantages indicated in that section of this description, which dealt with the shortcomings of the analogue.
Авторами настоящей заявки создана такая локализующая система безопасности атомной электростанции, в которой исключены недостатки известных из уровня техники и описанных выше объектов того же назначения.The authors of this application have created such a localizing safety system of a nuclear power plant, which eliminates the disadvantages of the objects of the same purpose known from the prior art and described above.
Заявляемая локализующая система безопасности атомной электростанции, как и прототип, содержит защитную оболочку ядерного реактора, помещенный в нее фильтр, в корпусе которого послойно размещены волоконные фильтрующие элементы, оснащенные запорными устройствами, патрубки ввода в фильтр парогазовой смеси, образующейся при аварии, и снабженный дросселирующим и запорным устройствами патрубок вывода очищенной парогазовой смеси из фильтра в вентиляционную трубу.The inventive localizing safety system of a nuclear power plant, like the prototype, contains a protective shell of a nuclear reactor, a filter placed in it, in the case of which fiber-filter elements equipped with shut-off devices are placed in layers, inlet pipes for entering the gas-vapor mixture formed in the accident and equipped with a throttle and shut-off devices the outlet pipe of the cleaned vapor-gas mixture from the filter into the ventilation pipe.
Заявляемая локализующая система безопасности атомной электростанции отличается от прототипа тем, что фильтр снабжен дополнительными слоями фильтрующих элементов, расположенными в корпусе по ходу парогазовой смеси перед волоконными фильтрующими элементами, при этом в качестве фильтрующих элементов первых трех по ходу парогазовой смеси дополнительных слоев выбран нейтральный зернистый материал, например SiO2, TiO2, Аl2О3, а следующего за ними дополнительного слоя - зернистый сорбент марки Термоксид.The claimed localization safety system of a nuclear power plant differs from the prototype in that the filter is equipped with additional layers of filter elements located in the housing along the vapor-gas mixture in front of the fiber filter elements, while the neutral granular material is selected as the filter elements of the first three additional gas layers along the gas-vapor mixture, for example, SiO 2 , TiO 2 , Al 2 O 3 , and the subsequent additional layer is a granular sorbent of the Thermoxide brand.
В соответствии с зависимым пунктом 2 формулы изобретения локализующая система безопасности атомной электростанции отличается и тем, что гранулы нейтрального зернистого материала каждого последующего по ходу парогазовой смеси слоя мельче гранул предыдущего слоя, а гранулы сорбента марки Термоксид крупнее гранул последнего по ходу парогазовой смеси слоя нейтрального зернистого материала.In accordance with dependent clause 2 of the claims, the localizing safety system of a nuclear power plant is also characterized in that the granules of the neutral granular material of each subsequent layer along the gas-vapor mixture are smaller than the granules of the previous layer, and the granules of the Thermoxide sorbent are larger than the granules of the last layer of the neutral granular material along the gas-vapor mixture .
В соответствии с зависимым пунктом 3 формулы изобретения локализующая система безопасности атомной электростанции отличается и тем, что поверхность волоконных фильтрующих элементов превышает поверхность фильтрующих элементов из нейтрального зернистого материала.In accordance with dependent claim 3 of the invention, the localizing safety system of a nuclear power plant is also characterized in that the surface of the fiber filter elements exceeds the surface of the filter elements of neutral granular material.
Усовершенствование локализующей системы безопасности атомной электростанции в соответствии с формулой изобретения, а особенно с признаками отличительной части формулы предполагает достижение следующих преимуществ перед прототипом:The improvement of the localizing safety system of a nuclear power plant in accordance with the claims, and especially with the features of the distinctive part of the formula, implies the achievement of the following advantages over the prototype:
1. Снабжение волоконного фильтра, находящегося в защитной оболочке, дополнительными слоями фильтрующих элементов из нейтрального зернистого материала приводит к тому, что все основные конструктивные элементы локализующей системы безопасности атомной электростанции расположены в защитной оболочке, что по сравнению с аналогом и прототипом исключает выход радиоактивных веществ в окружающую среду даже в случае разрушения корпуса фильтра из-за избыточного энерговыделения от распада радионуклидов и не требует дополнительных затрат по дезактивации и захоронению технологического оборудования после работы атомной электростанции в запроектном режиме.1. The supply of the fiber filter, located in the protective shell, with additional layers of filtering elements made of neutral granular material leads to the fact that all the main structural elements of the localizing safety system of a nuclear power plant are located in the protective shell, which, in comparison with the analogue and prototype, excludes the release of radioactive substances into environment even in case of destruction of the filter housing due to excess energy from the decay of radionuclides and does not require additional costs for the disposal and disposal of technological equipment after the operation of a nuclear power plant in the beyond design basis.
Кроме того, введение всего технологического оборудования в защитную оболочку и снабжение фильтра дополнительными слоями позволяет не только осуществить сброс избыточного давления при работе атомной электростанции в запроектном режиме, но и максимально очистить от радионуклидов и других вредных примесей выбрасываемую в атмосферу парогазовую смесь.In addition, the introduction of all technological equipment into the protective shell and supplying the filter with additional layers allows not only to relieve excess pressure during operation of the nuclear power plant in the beyond-design mode, but also to maximally clean radionuclides and other harmful impurities from the vapor-gas mixture emitted into the atmosphere.
2. Использование зернистого сорбента марки Термоксид в качестве фильтрующего элемента последнего слоя фильтра обуславливает высокую эффективность по улавливанию йода (свыше 99,9% для молекулярной и свыше 99,0% по органической формам йода), так как температура парогазовой смеси и сорбента существенно выше точки росы парогазовой смеси в течение всего времени работы локализующей системы безопасности атомной электростанции.2. The use of a thermoxid granular sorbent as a filter element of the last filter layer results in high iodine capture efficiency (over 99.9% for molecular and over 99.0% for organic forms of iodine), since the temperature of the gas-vapor mixture and the sorbent is significantly higher than the point the dew of the vapor-gas mixture during the entire operation of the localizing safety system of a nuclear power plant.
3. Предлагаемые выполнение, взаимное расположение и соотношение размеров фильтрующих элементов обеспечивают высокую эффективность улавливания частиц аэрозоля (более 99,9%) всех форм йода, большую пылеемкость и удовлетворительную чистоту поверхности гранул сорбента.3. The proposed implementation, the relative position and size ratio of the filtering elements provide high efficiency for capturing aerosol particles (more than 99.9%) of all forms of iodine, high dust absorption and satisfactory surface finish of the sorbent granules.
Заявляемое изобретение соответствует всем критериям патентоспособности.The claimed invention meets all the criteria of patentability.
Оно является новым, так как на данный момент заявителем не выявлено ни одного известного из уровня техники решения, характеризуемого такой же совокупностью признаков.It is new, because at the moment the applicant has not identified any known from the prior art solutions characterized by the same set of features.
Изобретение промышленно применимо, так как оно охарактеризовано конкретными конструктивными признаками, каждый из которых воспроизводим и не противоречит использованию заявляемого устройства в промышленных условиях. При этом вся совокупность признаков и каждый признак в отдельности направлены на достижение ожидаемого технического результата - удержание давления в защитной оболочке на уровне проектных значений после аварии и уменьшение количества продуктов деления, поступающих в окружающую среду, путем фильтрования сбрасываемой парогазовой смеси.The invention is industrially applicable, as it is characterized by specific design features, each of which is reproducible and does not contradict the use of the claimed device in an industrial environment. Moreover, the entire set of features and each feature individually are aimed at achieving the expected technical result - keeping the pressure in the protective shell at the level of design values after the accident and reducing the number of fission products entering the environment by filtering the vented gas mixture.
Для подтверждения сказанного представляем описание локализующей системы безопасности атомной электростанции и ее работы.To confirm the above, we present a description of the localizing safety system of a nuclear power plant and its operation.
Изобретение иллюстрируется чертежом, на котором изображен общий вид локализующей системы безопасности атомной электростанции в разрезе.The invention is illustrated in the drawing, which shows a General view of the localizing security system of a nuclear power plant in section.
Локализующая система безопасности атомной электростанции включает защитную оболочку 1 ядерного реактора 2, помещенный в нее фильтр, в корпусе 3 которого послойно размещены волоконные фильтрующие элементы 4 из металло- или стекловолокна, патрубок 5 ввода в фильтр парогазовой смеси, оснащенный запорным устройством 6, и снабженный дросселирующим 7 и запорными 8 устройствами патрубок 9 вывода очищенной парогазовой смеси из фильтра в вентиляционную трубу 10.The localization security system of a nuclear power plant includes a protective shell 1 of a nuclear reactor 2, a filter placed in it, in the housing 3 of which fiber-optic filter elements 4 of metal or glass fiber are placed in layers, a pipe 5 for introducing a vapor-gas mixture into the filter, equipped with a shut-off device 6, and equipped with a throttle 7 and locking 8 devices, a pipe 9 for outputting the cleaned gas mixture from the filter to the ventilation pipe 10.
Фильтр снабжен дополнительными слоями 11, 12, 13 и 14 фильтрующих элементов, расположенными в корпусе 3 фильтра по ходу парогазовой смеси перед волоконными фильтрующими элементами 4. В качестве фильтрующих элементов первых трех по ходу парогазовой смеси дополнительных слоев 11, 12, 13 выбран нейтральный зернистый материал, например песок - SiO2, а следующего за ними дополнительного слоя 14 - зернистый сорбент марки Термоксид. Наиболее оптимальна конструкция фильтра, когда гранулы нейтрального зернистого материала каждого последующего по ходу парогазовой смеси слоя мельче гранул предыдущего слоя, а гранулы сорбента марки Термоксид крупнее гранул последнего по ходу парогазовой смеси слоя нейтрального зернистого материала. Проведенные опытные испытания подтвердили это положение и было рекомендовано принять размеры гранул первого слоя 11 зернистого материала 2,0-4,0 мм, второго слоя 12 (2,0-1,0) мм, третьего слоя 13 (0,4-1,0) мм. Размер гранул слоя 14 сорбента марки Термоксид целесообразно принять (2,0-1,0) мм.The filter is equipped with additional layers 11, 12, 13 and 14 of filter elements located in the filter housing 3 along the vapor-gas mixture in front of the fiber filter elements 4. As a filter element of the first three additional layers 11, 12, 13 along the gas-vapor mixture, a neutral granular material is selected , for example, sand - SiO 2 , and the subsequent additional layer 14 - granular sorbent brand Thermoxide. The filter design is most optimal when granules of neutral granular material of each subsequent layer along the gas-vapor mixture are smaller than granules of the previous layer, and granules of the Thermoxide sorbent are larger than granules of the last layer of neutral granular material along the gas-vapor mixture. The experimental tests confirmed this position and it was recommended to accept the granule sizes of the first layer 11 of granular material 2.0-4.0 mm, the second layer 12 (2.0-1.0) mm, the third layer 13 (0.4-1, 0) mm. The granule size of the layer 14 sorbent brand Thermoxide, it is advisable to take (2.0-1.0) mm.
При этом поверхность волоконных фильтрующих элементов слоя 4 превышает поверхность фильтрующих элементов слоев 11, 12 и 13.The surface of the fiber filter elements of the layer 4 exceeds the surface of the filter elements of the layers 11, 12 and 13.
В режиме работы АЭС полость корпуса 3 фильтра изолирована от внутренней полости защитной оболочки 1 мембранами 15 и 16.In NPP operation mode, the cavity of the filter housing 3 is isolated from the inner cavity of the protective shell 1 by membranes 15 and 16.
В случае тяжелой аварии по сценарию, рассчитанному по коду Melcor, с расплавлением активной зоны на атомной электростанции с реактором ВВЭР-1000 через 41 час после начала аварии давление парогазовой смеси в защитной оболочке 1 достигнет максимально допустимой величины - 0,5 МПа. При этом парогазовая смесь будет находиться в перегретом состоянии при температуре 180°С. При таких параметрах происходит разрыв мембран 15 и 16, и парогазовая смесь с максимальным в начальный период времени расходом 7 кг/с поступает в фильтр.In the case of a severe accident, according to the scenario calculated according to the Melcor code, with core melting at a nuclear power plant with a VVER-1000 reactor 41 hours after the start of the accident, the pressure of the gas-vapor mixture in the protective shell 1 will reach the maximum allowable value of 0.5 MPa. In this case, the gas-vapor mixture will be in an overheated state at a temperature of 180 ° C. With these parameters, membranes 15 and 16 break, and the vapor-gas mixture with a maximum flow rate of 7 kg / s in the initial period of time enters the filter.
В случае, если разрыв мембран не происходит автоматически, то включение локализующей системы безопасности атомной электростанции производится оператором, который открывает запорные устройства 6 и 8.If the membranes do not rupture automatically, the localization safety system of the nuclear power plant is switched on by the operator, who opens the shut-off devices 6 and 8.
Парогазовая смесь из защитной оболочки 1 поступает в корпус 3 фильтра и фильтруется через три слоя 11, 12 и 13 зернистого материала.The vapor-gas mixture from the protective shell 1 enters the filter housing 3 and is filtered through three layers of granular material 11, 12 and 13.
При этом в каналах между гранулами зернистого материала осаждается до 95% частиц аэрозолей. В первом по ходу парогазовой смеси слое 11, содержащем зернистый материал с самыми крупными гранулами, осаждаются более крупные частицы аэрозолей, а во втором и третьем по ходу парогазовой смеси слоях 12 и 13, содержащих гранулы, размер которых мельче гранул предыдущего слоя, осаждаются более мелкие частицы аэрозолей. Мельчайшие частицы аэрозолей с потоком парогазовой смеси беспрепятственно проходят через слой сорбента 14, гранулы которого крупнее гранул третьего слоя 13 зернистого материала и осаждаются в слое 4 волоконных фильтрующих элементов. При этом не образуется плотный слой пыли на поверхности волокна, так как пыли мало и мелкие частицы аэрозолей проникают внутрь волокна и там удерживаются.Moreover, up to 95% of aerosol particles are deposited in the channels between the granules of granular material. In the first layer along the vapor-gas mixture 11 containing granular material with the largest granules, larger aerosol particles are deposited, and in the second and third layers along the vapor-gas mixture 12 and 13 containing granules smaller than the granules of the previous layer, smaller ones are deposited aerosol particles. The smallest aerosol particles with the vapor-gas mixture flow freely pass through the sorbent layer 14, the granules of which are larger than the granules of the third layer 13 of granular material and are deposited in the layer 4 of fiber filter elements. In this case, a dense layer of dust does not form on the surface of the fiber, since there is little dust and small particles of aerosols penetrate into the fiber and are held there.
Кроме того, содержащиеся в парогазовой смеси летучие формы йода улавливаются в слое сорбента 14.In addition, the volatile forms of iodine contained in the vapor-gas mixture are trapped in the sorbent layer 14.
Высокая эффективность термостойкого сорбента по улавливанию йода (свыше 99,9% для молекулярной и свыше 99,0% по органическим формам йода) достигается благодаря температуре сорбента, которая существенно выше температуры точки росы парогазовой смеси в течение всего времени работы локализующей системы безопасности атомной электростанции в запроектном режиме.The high efficiency of the heat-resistant sorbent for capturing iodine (over 99.9% for molecular and over 99.0% for organic forms of iodine) is achieved due to the temperature of the sorbent, which is significantly higher than the dew point of the vapor-gas mixture during the entire operation of the localizing safety system of a nuclear power plant in beyond design mode.
Оптимальная температура термостойкого сорбента для эффективного улавливания летучих форм йода из парогазовой смеси обеспечена введением всех элементов локализующей системы безопасности атомной электростанции в защитную оболочку.The optimum temperature of the heat-resistant sorbent for the efficient capture of volatile forms of iodine from a gas-vapor mixture is ensured by the introduction of all elements of the localizing safety system of a nuclear power plant into a protective shell.
Далее очищенная парогазовая смесь проходит через дроссельное устройство 7, в котором давление парогазовой смеси уменьшается до атмосферного и через патрубок вывода 9 поступает в вентиляционную трубу 10, а затем в атмосферу.Next, the cleaned gas-vapor mixture passes through a throttle device 7, in which the pressure of the gas-vapor mixture decreases to atmospheric pressure and through the outlet pipe 9 enters the ventilation pipe 10, and then into the atmosphere.
Таким образом, заявляемая локализующая система безопасности разрешает важную проблему при эксплуатации атомных электростанций - она обеспечивает защиту населения и окружающей среды от радиационной опасности при запроектных авариях.Thus, the claimed localizing safety system solves an important problem in the operation of nuclear power plants - it provides protection of the population and the environment from radiation hazard in beyond design basis accidents.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003117316/06A RU2236715C1 (en) | 2003-06-09 | 2003-06-09 | Confining safety system of nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003117316/06A RU2236715C1 (en) | 2003-06-09 | 2003-06-09 | Confining safety system of nuclear power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2236715C1 true RU2236715C1 (en) | 2004-09-20 |
| RU2003117316A RU2003117316A (en) | 2004-12-10 |
Family
ID=33433990
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2003117316/06A RU2236715C1 (en) | 2003-06-09 | 2003-06-09 | Confining safety system of nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2236715C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605436C2 (en) * | 2012-07-06 | 2016-12-20 | ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи | Filter for nuclear reactor protective shell ventilation system |
| RU2687243C1 (en) * | 2016-12-29 | 2019-05-08 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | System for separation of pressure volume of containment of nuclear power plant |
| RU2784712C1 (en) * | 2022-08-29 | 2022-11-29 | Акционерное общество "Научно-исследовательский центр "Строительство" (АО "НИЦ "Строительство") | Nuclear reactor protective shell |
-
2003
- 2003-06-09 RU RU2003117316/06A patent/RU2236715C1/en active IP Right Revival
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| МАРГУЛОВА Т.Х. Атомные электрические станции. - М.: Высшая школа, 1974, с.275. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605436C2 (en) * | 2012-07-06 | 2016-12-20 | ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи | Filter for nuclear reactor protective shell ventilation system |
| RU2687243C1 (en) * | 2016-12-29 | 2019-05-08 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | System for separation of pressure volume of containment of nuclear power plant |
| RU2784712C1 (en) * | 2022-08-29 | 2022-11-29 | Акционерное общество "Научно-исследовательский центр "Строительство" (АО "НИЦ "Строительство") | Nuclear reactor protective shell |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6288781B2 (en) | Filter for reactor containment ventilation system | |
| EP2714237B1 (en) | Fuel handling area passive filtration design | |
| JPH06103360B2 (en) | Pressure relief device in nuclear reactor storage room | |
| RU2236715C1 (en) | Confining safety system of nuclear power plant | |
| EP2743932B1 (en) | Radioactive capture system for severe accident containment of light water reactors | |
| US5091144A (en) | Bwr zero pressure containment | |
| Schlueter et al. | Filtered vented containments | |
| EP2851905B1 (en) | Systems, methods, and filters for radioactive material capture | |
| Dillmann et al. | Filtered venting for German power reactors | |
| Beck et al. | Filtered Containment Venting: Reasons, Technology, Impact on Environment | |
| JPH09197085A (en) | Method and device for ventilating nuclea reactor containment vessel | |
| RU2523436C1 (en) | Apparatus for cleaning radioactive steam-gas mixture during accidental discharge of pressurised water reactor | |
| RU2059306C1 (en) | Filter cleaning gaseous products of breakdown at atomic power plant | |
| Shaw et al. | Initial accident scenario analysis in support of a preliminary DEMO tritium plant design | |
| Burchsted et al. | Nuclear air cleaning handbook: design, construction, and testing of high-efficiency air cleaning systems for nuclear application | |
| Kulyukhin et al. | Some Technical Solutions for Environmental Protection System during Accidents at Nuclear Power Plants | |
| Morewitz | Filtered vented containment systems for light water reactors | |
| Kulyukhin et al. | A comprehensive passive system for environmental protection during severe accidents at NPPs | |
| McClintock | THE DESIGN, TEST, AND USE OF THE BROOKHAVEN NATIONAL LABORATORY (BNL) REACTOR BYPASS FILTER FACILITY | |
| CN114776854A (en) | Explosion venting device for radioactive waste treatment system | |
| Lee | Guide to fire protection in caves, canyons, and hot cells | |
| No | NMC-- | |
| Emelity | Treatment of Airborne Radioactive Wastes | |
| Shaw et al. | Accident Scenario Analysis of a Preliminary Demo Tritium Plant Design | |
| Sartmadjiev | WWER-440/V-230 Confinement modernization to upgrade the critical safety function'Containment integrity'in case of severe accident [Development and Validation of Emergency Operating Procedures/Accident Management Guidelines (EOP/AMG) for Effective Prevention/Mitigation of Severe Core Damage] |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090610 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20120627 |