RU2716020C1 - Ядерная энергетическая установка, содержащая систему фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора - Google Patents

Ядерная энергетическая установка, содержащая систему фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2716020C1
RU2716020C1 RU2019111472A RU2019111472A RU2716020C1 RU 2716020 C1 RU2716020 C1 RU 2716020C1 RU 2019111472 A RU2019111472 A RU 2019111472A RU 2019111472 A RU2019111472 A RU 2019111472A RU 2716020 C1 RU2716020 C1 RU 2716020C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
pressure relief
power plant
nuclear power
reactor
wet scrubber
Prior art date
Application number
RU2019111472A
Other languages
English (en)
Inventor
Аксель Хилл
Original Assignee
Фраматом Гмбх
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 Фраматом Гмбх filed Critical Фраматом Гмбх
Application granted granted Critical
Publication of RU2716020C1 publication Critical patent/RU2716020C1/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
    • G21C9/04—Means for suppressing fires ; Earthquake protection
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/022—Ventilating arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/303—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for gases
    • 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
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02—Treating gases
    • 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
    • G21C9/04—Means for suppressing fires ; Earthquake protection
    • G21C9/06—Means for preventing accumulation of explosives gases, e.g. recombiners
    • 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)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетической установке. Установка (4) включает защитную оболочку (8) реактора и систему (2) фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора. Система (2) фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора включает линию (10) сброса давления, ведущую из внутреннего пространства защитной оболочки (8) реактора наружу. На впуске (12) линии (10) сброса давления или сразу за ним расположен каталитический рекомбинатор (20) для удаления водорода и дополнительно ниже по потоку в линию (10) сброса давления включен мокрый скруббер (48). Внутри защитной оболочки (8) реактора расположен мокрый скруббер (48), включающий отсек (50) промывочной жидкости для промывочной жидкости (54) в нем и газовый купол (52) над ним, так что во время операции сброса давления сбрасываемый поток промывается промывочной жидкостью (54) и затем поступает в газовый купол (52). Газовый купол (52) герметичен относительно атмосферы (110) защитной оболочки реактора. Отсек (50) промывочной жидкости является частью более крупного резервуара (68), расположенного внутри защитной оболочки (8) реактора, и поточно соединен с остальной частью резервуара (68) так, что промывочная жидкость (54), утраченная в отсеке (50) промывочной жидкости из-за испарения, автоматически пополняется жидкостью (70) из резервуара (68). Техническим результатом является исключение риска работы мокрого скруббера (48) всухую во время операции сброса давления из защитной оболочки ядерного реактора. 13 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетической установке с защитной оболочкой реактора и системой фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора.
В документе уровня техники US 2016/0019987 А1, принадлежащем компании AREVA GmbH, раскрыта система фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора (FCVS) для защитной оболочки 4 ядерного реактора (см. фигуру). Она включает линию 28 сброса давления, ведущую изнутри защитной оболочки реактора наружу. У входа в линию 28 сброса давления (также называемую «сбрасывающей линией») имеется каталитический рекомбинатор 96 для удаления водорода (Н2). Далее по потоку и еще внутри защитной оболочки реактора линия сброса давления ведет в мокрый скруббер 36 с промывочной жидкостью, содержащейся в нижней части, и газовым куполом над ней. Газовый купол герметичен относительно защитной оболочки реактора, так что во время операции сброса давления имеется градиент давления от атмосферы защитной оболочки реактора к газовому куполу и к внешней среде, делающий возможной операцию сброса давления. От газового купола линия 28 сброса давления проходит через стенку защитной оболочки реактора, дроссельный клапан 64 и к выпуску в трубу 68.
Если промывочная жидкость в мокром скруббере 36 опускается ниже критического уровня вследствие испарения, автоматически выполняется повторное заполнение или пополнение. Воду из сборника 100 защитной оболочки реактора подают в мокрый скруббер 36 по линии 72 подачи. Благодаря превалирующим градиентам давления это происходит в пассивном режиме.
Однако, поскольку в условиях крупной аварии в мокрый скруббер может поступить большое количество тепла из атмосферы защитной оболочки реактора и экзотермической реакции в каталитическом рекомбинаторе, пополнение через линию подачи может быть недостаточно быстрым для того, чтобы исключить временную работу мокрого скруббера всухую и отрицательные последствия в отношении удерживания радиоактивных частиц.
Следовательно, задачей настоящего изобретения является обеспечение системы фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора ядерной энергетической установки указанного выше типа, включающей мокрый скруббер для сбрасываемого потока, которая надежным образом предотвращает риск взрывов водорода, и которая исключает риск работы мокрого скруббера всухую во время операции сброса давления.
Эта задача достигается посредством ядерной энергетической установки с признаками по п. 1 формулы изобретения.
Таким образом, настоящее изобретение обеспечивает ядерную энергетическую установку, включающую защитную оболочку и систему фильтруемого сброса давления из защитной оболочки, причем
- система фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора включает линию сброса давления, ведущую из внутреннего пространства защитной оболочки наружу,
- на впуске (12) линии (10) сброса давления или сразу за ним расположен каталитический рекомбинатор (20) для удаления водорода и дополнительно ниже по потоку в линию сброса давления включен мокрый скруббер ,
- причем мокрый скруббер расположен внутри защитной оболочки реактора и включает отсек промывочной жидкости для промывочной жидкости в нем и газовый купол над ним, так что во время операции сброса давления сбрасываемый поток промывается промывочной жидкостью и затем поступает в газовый купол,
- газовый купол герметичен относительно атмосферы защитной оболочки реактора,
причем отсек промывочной жидкости является частью более крупного резервуара, расположенного внутри защитной оболочки реактора, и причем отсек промывочной жидкости проточно сообщается с остальной частью резервуара так, что промывочная жидкость, утраченная в отсеке промывочной жидкости из-за испарения, автоматически пополняется жидкостью из резервуара.
Благодаря размещению каталитического рекомбинатора на входе линии сброса давления исключается наличие критических концентраций водорода далее по потоку. В отличие от мокрого скруббера с закрытым баком для промывочной жидкости в описываемой конфигурации, в которой мокрый скруббер реализован в форме отсека более крупного резервуара, испарившаяся промывочная жидкость автоматически восполняется быстро и, если нужно, в большом количестве из остальной части резервуара. Этот механизм надежно реализуется даже тогда, когда сбрасываемый поток содержит перегретые порции, вызывающие относительно быстрое испарение промывочной жидкости.
Предпочтительно, резервуар расположен в сборнике защитной оболочки реактора.
Предпочтительно, объем жидкости в резервуаре составляет по меньшей мере 50 м3, более предпочтительно, по меньшей мере 100 м3.
Предпочтительно, стенка, ограничивающая отсек промывочной жидкости и газовый купол, имеет форму колпака или (перевернутой) чаши или колокола, частично погружающейся в находящуюся в резервуаре жидкость.
Предпочтительно, отношение А1/А2, устанавливающее связь между площадью А2 поверхности промывочной жидкости в отсеке промывочной жидкости и площадью А1 жидкости в остальной части резервуара, находится в диапазоне от 2 до 10. При таком отношении возможен массовый расход сбрасываемого потока, инжектируемого в отсек промывочной жидкости, в диапазоне от 0,2 до 20 кг/с при скорости потока в сбрасывающей линии в диапазоне от 0,1 до 20 м/с.
Предпочтительно, глубина погружения стенки отсека в жидкость внутри резервуара находится в диапазоне от 1,5h до 2h, где h представляет собой глубину погружения в жидкость линии сброса давления, измеренную у выходного сопла.
Предпочтительно, ядерная энергетическая установка включает линию рециркуляции, расположенную параллельную каталитическому рекомбинатору, рециркулирующую часть сбрасываемого потока из выпуска каталитического рекомбинатора в его впуск. Этот признак служит для разбавления сбрасываемого потока, поступающего в каталитический рекомбинатор по отношению к водороду, чтобы ограничить термическую нагрузку на последующие компоненты FCVS.
Предпочтительно, для повторной инжекции рециркулируемой части в сбрасываемый поток имеется струйный насос, приводимый в действие сбрасываемым потоком.
Предпочтительно, ниже по потоку от мокрого скруббера расположен дроссельный клапан, включенный в линию сброса давления, предназначенный для работы в режиме критического расширения для облегчения достижения постоянного объемного расхода. Эта концепция более подробно поясняется в DE 10328773 В3, включенном в настоящий документ по ссылке.
Предпочтительно, ниже по потоку от мокрого скруббера и выше по потоку от упомянутого дроссельного клапана расположен фильтрующий узел с молекулярным ситом или подобным адсорбирующим фильтром, включенный в линию сброса давления, главным образом, с целью удаления йода.
Предпочтительно, ядерная энергетическая установка включает отводную линию, ответвляющуюся от линии сброса давления, проведенную с термическим контактом вдоль молекулярного сита для упрощения нагревания молекулярного сита.
Предпочтительно, ниже по потоку от мокрого скруббера имеется центробежный сепаратор или ламельный сепаратор, включенный в линию сброса давления.
Предпочтительно, мокрый скруббер включает некоторое число сопел Вентури, погружающихся по меньшей мере частично в промывочную жидкость.
Таким образом, настоящим изобретением, помимо прочих, обеспечиваются следующие преимущества:
- Процесс сброса давления может быть начат даже тогда, когда в атмосфере защитной оболочки реактора имеются значительные порции перегретого газа или пара, приводящие к значительному подводу тепла к FCVS. Такие состояния перегрева в атмосфере защитной оболочки реактора могут возникать, например, когда активная зона в сосуде высокого давления реактора ядерной энергетической установки работает всухую и начинает взаимодействовать с окружающими бетонными конструкциями.
- В FCVS интегрирована полностью пассивная система охлаждения, в которой в качестве теплопоглотителя используются существующие, в других отношениях не используемые большие резервуары с жидкостью, такие как сборник защитной оболочки реактора.
- Жидкость в резервуаре также выполняет роль достаточного вместилища радиоактивных частиц.
- В FCVS отсутствует риск воспламенения или детонации со стороны входа каталитического рекомбинатора. Это справедливо уже для самого начала процесса сброса давления, когда сбрасываемый поток еще не инертирован паром, или когда инертирование паром ослаблено из-за конденсации пара в FCVS.
- Вся совокупность средств фильтрации и удерживания радиоактивных частиц может находиться в защитной оболочке реактора.
- Кроме того, вся часть высокого давления FCVS, включая дроссельный клапан для сдвига давления путем расширения, может находиться в защитной оболочке реактора.
- Нет необходимости в громоздком герметичном контейнере для мокрого скруббера, напротив, достаточно намного более компактного колпака/чаши, погруженного в резервуар.
- Данная FCVS может быть использована для модернизации существующих ядерных энергетических установок.
Эти и другие преимущества, связанные с изобретением, а также конструкционные и функциональные особенности, станут более понятны и последующего подробного описания.
Примерные варианты осуществления изобретения описаны со ссылкой на прилагаемые чертежи.
На фиг. 1 схематично представлен общий вид первого варианта системы фильтруемого сброса давления из защитной оболочки ядерной энергетической установки.
На фиг. 2 показан второй вариант.
Аналогичные технические элементы на обеих фигурах обозначены одинаковыми номерами позиций.
На фиг. 1 схематично показана система (FCVS) 2 фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора ядерной энергетической установки 4. Ядерная энергетическая установка 4 включает стенку 6 защитной оболочки реактора, которая охватывает защитную оболочку 8 реактора, таким образом, защитная оболочка 8 реактора герметична относительно окружающей среды. В случае крупной аварии с выбросом пара и условиями перегрева внутри защитной оболочки реактора FCVS 2 призвана обеспечить сброс давления в атмосфере 110 защитной оболочки реактора путем выпуска ее части в окружающую среду. В ходе операции сброса давления, которая также именуется продувкой, фильтры, встроенные в FCVS 2, обеспечивают задержание аэрозолей, йода, соединений йода и других радиоактивных частиц, присутствующих в сбрасываемом потоке.
FCVS 2 включает линию 10 сброса давления, также именуемую сбрасывающей линией, идущей от впуска 12 внутри защитной оболочки 8 реактора к выпуску 14 снаружи, проходя посредством этого через стенку 6 защитной оболочки реактора в проходной втулке 16. При нормальной работе ядерной энергетической установки 4 линия 10 сброса давления закрыта рядом изолирующих клапанов 18, распложенных, предпочтительно, непосредственно после стенки 6 защитной оболочки реактора при взгляде вдоль направления сбрасываемого потока, показанного стрелками. В ходе операции сброса давления изолирующие клапаны 18 открыты, так что и выпускаемый поток проходит по линии 10 сброса давления от впуска 12 до выпуска 14, приводимый в движение (только) преобладающим перепадом давления.
Сразу за впуском 12, у самого начала линии 10 сброса давления находится каталитический рекомбинатор 20, также известный как пассивный автокаталитический рекомбинатор (PAR), включенный в линию 10 сброса давления. Каталитический рекомбинатор 20 предназначен для беспламенной каталитической рекомбинации водорода и кислорода, присутствующих в сбрасываемом потоке. Задачей каталитического рекомбинатора 20 в данной точке является предотвращение наличия критической концентрации воспламеняющихся газовых смесей в последующих сегментах FCVS 2 независимо от состояния и состава атмосферы 110 защитной оболочки.
Кроме этого, имеется линия 22 рециркуляции, расположенная параллельно каталитическому рекомбинатору 20, ответвляющаяся от линии 10 сброса давления у выпуска 24 каталитического рекомбинатора и идущая снова к его впуску 26. При такой конструкции часть сбрасываемого потока с относительно низкой концентрацией водорода, выходящего из выпуска 24 каталитического рекомбинатора 20, рециркулируется во впуск 26, где смешивается с входящим сбрасываемым потоком с относительно высокой концентрацией водорода, поступающим из впуска 12 линии 10 сброса давления. Рециркулируемая часть сбрасываемого потока, предпочтительно, пассивно возвращается в сбрасываемый поток при помощи струйного насоса 28, приводимого в действие (основным) сбрасываемым потоком. То есть, струйный насос 28 включен в линию 10 сброса давления по потоку выше каталитического рекомбинатора 20, при этом, линия 22 рециркуляции соединена со всасывающим отверстием 32 струйного насоса. В качестве альтернативы, может быть достаточного простого соединения линий со стороны впуска каталитического рекомбинатора 20. Чтобы компенсировать разные величины давления на впуске 26 и выпуске 24 каталитического рекомбинатора 20, имеется дроссельный клапан 30, включенный в линию 22 рециркуляции.
Таким образом, сбрасываемый поток разбавляется в отношении концентрации водорода перед поступлением в каталитический рекомбинатор 20. Это делается для ограничения концентрации водорода в каталитическом рекомбинаторе 20 и, следовательно, термической нагрузки на каталитический рекомбинатор 20 и подвода тепла к последующим компонентам FCVS 2 ниже по потоку.
Далее, ниже по потоку, может находиться отводная линия 34, ответвляющаяся от линии 10 сброса давления в соединении 38, при этом, дроссельный клапан 40 предотвращает обратный поток. Горячая текучая среда, перемещающаяся по отводной линии 34, может быть использована для рекуперативного нагревания других компонентов FCVS 2, таких как молекулярное сито (как описано ниже).
Еще ниже по потоку может находиться контейнер 42 для хранения химического реагента 44, соединенный с линией 10 сброса давления посредством нагнетательной линии 46. Путем подачи в сбрасываемый поток (или, в качестве альтернативы, непосредственно в мокрый скруббер 48) надлежащего реагента может быть выгодным образом отрегулирована величина рН промывочной жидкости в мокром скруббере 48 еще ниже по потоку (см. далее), благодаря чему улучшается задержание, в частности, йода и/или соединений йода.
Далее, ниже по потоку, линия 10 сброса давления входит в мокрый скруббер 48. Мокрый скруббер 48 расположен внутри защитной оболочки 8 реактора и включает отсек 50 промывочной жидкости и газовый купол 52 над ним. Отсек 50 промывочной жидкости заполнен промывочной жидкостью 54, в предпочтительном варианте осуществления изобретения, в основном, водой. Газовый купол 52 герметизирован относительно атмосферы 110 защитной оболочки реактора куполообразной крышкой 56. Линия 10 сброса давления входит в отсек 50 промывочной жидкости, где сбрасываемый поток эжектируется в промывочную жидкость 54 через некоторое число выходных сопел 58, установленных параллельно. В предпочтительном варианте осуществления изобретения выходные сопла 58 имеют конструкцию сопел Вентури, каждое из них имеет сужающуюся входную часть 60, среднюю часть 62 и расширяющуюся выходную часть 64, при этом, выпуск 66, предпочтительно, направлен вниз в промывочную жидкость 54. Узкая средняя часть 60 может включать некоторое число впускных отверстий для промывочной жидкости 54, захватываемой сбрасываемым потоком. Другими словами, в данной конструкции в ходе операции сброса давления газообразная часть эжектируемого сбрасываемого потока смешивается с промывочной жидкостью 54 и промывается ею благодаря эжекционным соплам 58, погруженным в промывочную жидкость 54, затем пузырьки газа поднимаются вверх по промывочной жидкости 54 и поступают в газовый купол 52. Предпочтительно, выходные сопла 58 расположены в центральной части отсека 50 промывочной жидкости.
В альтернативном варианте осуществления изобретения выходные сопла 58 могут располагаться так, чтобы эжекция сбрасываемого потока осуществлялась вверх, либо в промывочную жидкость 54, либо в газовый купол 52 над ней. В этом случае средняя часть 60 трубы сопла, предпочтительно, включает некоторое число впускных отверстий для промывочной жидкости 54, захватываемой сбрасываемым потоком и смешивающейся с ним.
Отсек 50 промывочной жидкости является частью более крупного резервуара 68, расположенного внутри защитной оболочки 8 реактора, при этом, промывочная жидкость 54, содержащаяся в отсеке 50 промывочной жидкости, проточно сообщается с жидкостью 70, содержащейся в остальной части резервуара 68 (следовательно, промывочная жидкость 54 и жидкость 70 являются практически одной и той же жидкостью). Предпочтительно, резервуар 68 расположен в сборнике защитной оболочки реактора, предпочтительно, общий объем жидкости 70 в резервуаре составляет от 50 до 300 м3, в частности, по меньшей мене 100 м3, тогда как объем промывочной жидкости 54 в отсеке 50 промывочной жидкости обычно лежит в диапазоне от 10 до 150 м3. При такой конструкции гарантируется, что любая убыль промывочной жидкости 54 в отсеке 50 промывочной жидкости из-за испарения во время операции сброса давления почти немедленно восполняется жидкостью 70, притекающей из остальной части резервуара 68. Благодаря большому объему жидкости 70 в резервуаре 68 снижение уровня 71 жидкости в резервуаре 68 и, таким образом, в отсеке 50 промывочной жидкости пренебрежимо мало даже после нескольких часов операции сброса давления. Заметим, что во время операции сброса давления уровень жидкости в отсеке 50 промывочной жидкости обычно несколько выше уровня 71 жидкости снаружи из-за более низкого давления в газовом куполе 52 по сравнению с давлением атмосферы 110 защитной оболочки реактора (см. ниже). Однако при последующем рассмотрении этой разницей можно пренебречь.
В одном из предпочтительных вариантов осуществления изобретения стенка или крышка 56, ограничивающая отсек 50 промывочной жидкости и газовый купол 54, имеет форму чаши 74, частично погруженной в жидкость 70 в резервуаре 68. Предпочтительно, проточное сечение между отсеком 50 промывочной жидкости и остальной частью резервуара 68, которое представляет собой периферийную область между нижним краем 76 чаши 74 и дном 78 резервуара 68, характеризуется промежутком 79 с высотой, лежащей в диапазоне от 1 до 5 м. Следовательно, глубина 80 погружения стенки отсека или чаши 74 в жидкость 70 внутри резервуара 68, предпочтительно, несколько больше, чем глубина погружения h выходных сопел 58 в промывочную жидкость 54. Предпочтительно, глубина 80 погружения лежит в диапазоне от 1,5h до 2h.
Следовательно, с одной стороны, промежуток между нижним краем 76 чаши 74 и дном 78 резервуара 68 достаточно большой, что реализовать описанное выше проточное сечение. С другой стороны, глубина 80 погружения чаши 74 достаточно большая для того, чтобы гарантировать, что большая части пузырьков эжектированного газа будет собираться в газовом куполе 52, и что чаша 74 будет оставаться погруженной, когда уровень 71 жидкости в резервуаре 70 снизится из-за испарения до величины в диапазоне, например, от 0,2 до 1,5 м. Такой тип жидкостного затвора (уловителя) существенен для сохранения герметичности газового купола 52 относительно атмосферы 110 защитной оболочки, чтобы, при этом, во время операции сброса давления поддерживался градиент давления от атмосферы 110 защитной оболочки реактора к газовому куполу 52 и, далее, к атмосфере снаружи. Благодаря этому градиенту давления операция сброса давления происходит пассивно, без необходимости в применении активных насосов и т.п.
Далее по потоку промытый и охлажденный сбрасываемый поток выходит из газового купола 52 и проходит через последующие части линии 10 сброса давления. В начале этой части линии может быть предусмотрено наличие центробежного сепаратора 82 и/или ламельного сепаратора для удаления из сбрасываемого потока капель жидкости и тумана. Отделенную жидкость возвращают в мокрый скруббер 48 по возвратной линии 84. Еще ниже по потоку в линию 10 сброса давления может быть включен фильтр 86 аэрозоля.
Еще ниже по потоку от мокрого скруббера 48 может находиться дроссельный клапан 88, включенный в линию 10 сброса давления с целью расширительной сушки сбрасываемого потока в связи с относительно небольшим падением давления.
Далее по потоку, но, предпочтительно, все еще внутри защитной оболочки 8 реактора, может находиться фильтр 90 йода, включенный в линию 10 сброса давления, который, предпочтительно, включает молекулярное сито 92. Как отмечалось выше, молекулярное сито 92, предпочтительно, нагревают путем отведения части сбрасываемого потока из линии 10 сброса давления выше по потоку через теплообменник 93 для предотвращения конденсации сбрасываемого потока. Это нужно для того, чтобы под действием капель и влажности не повреждались чувствительные материалы фильтра.
Еще ниже по потоку относительно мокрого скруббера 48 и (необязательного) фильтра 90 йода, предпочтительно, внутри защитной оболочки 8 реактора имеется дроссельный клапан 94, включенный в линию 10 сброса давления, предназначенный для работы в режиме критического расширения (в режиме скользящего давления) для облегчения достижения постоянного объемного расхода.
Оставшаяся часть низкого давления линии 10 сброса давления наконец проходит через стенку 6 защитной оболочки реактора в проходной втулке 16, после чего достигает выпуска 14, обычно представляющего собой выводную трубу 96.
Вариант осуществления изобретения, показанный на фиг. 2, отличается от показанного на фиг. 1, главным образом, тем, что в нем имеется дополнительный мокрый скруббер 98, включенный в линию 10 сброса давления снаружи защитной оболочки 8 реактора. Этот дополнительный мокрый скруббер 98 включает замкнутый контейнер 100, в котором имеется на дне - промывочная жидкость 102, а над ней - газовый купол 104, некоторое число выходных сопел 106, предпочтительно, сопел Вентури, эжектирующих сбрасываемый поток в промывочную жидкость 102 или газовый купол 104, и фильтр 108 частиц, находящийся в газовом куполе 104. Задачей мокрого скруббера 48 в защитной оболочке 8 реактора является, главным образом, охлаждение или «гашение» горячего сбрасываемого потока, тогда как основной задачей второго мокрого скруббера 98 является промывка охлажденного сбрасываемого потока и, тем самым, задержание радиоактивных частиц в промывочной жидкости 102.
В варианте осуществления изобретения, соответствующем фиг. 2, первый мокрый скруббер 48 размещен так же, как показано на фиг. 1, и обеспечивает быстрое и надежное восполнение испарившейся промывочной жидкости из окружающего резервуара 70 или бассейна. Конструкция выходных сопел 58 может быть несколько проще, чем показано на фиг. 1. Благодаря начальному охлаждению в первом мокром скруббере 48 скорость испарения во втором мокром скруббере 98 относительно небольшая. Следовательно, может отсутствовать необходимость в обеспечении средства восполнения для второго мокрого скруббера 98.
Другим отличием по сравнению с фиг. 1 является то, что в варианте осуществления изобретения, соответствующем фиг. 2, дроссельный клапан 94, предназначенный для критического расширения, размещен в конце линии 10 сброса давления ниже по потоку от второго мокрого скруббера 98.
Молекулярное сито на фиг. 2 не показано, однако, также может присутствовать, предпочтительно, в сегменте линии 10 сброса давления, расположенном ниже по потоку от мокрого скруббера 98. Другие компоненты, показанные на фиг. 1, такие как средство подачи химического реагента или фильтр аэрозоля, также могут присутствовать в системе, соответствующей фиг. 2, хотя на фигуре и не показаны.
Список позиций на чертежах
2 FCVS (система фильтруемого сброса давления из защитной оболочки)
4 Ядерная энергетическая установка
6 Стенка защитной оболочки реактора
8 Защитная оболочка реактора
10 Линия сброса давления
12 Впуск
14 Выпуск
16 Проходная втулка
18 Изолирующий клапан
20 Каталитический рекомбинатор
22 Линия рециркуляции
24 Выпуск
26 Впуск
28 Струйный насос
30 Дроссельный клапан
32 Всасывающее отверстие
34 Отводная линия
36 Соединение
38 Соединение
40 Дроссельный клапан
42 Контейнер для хранения
44 Химический реагент
46 Нагнетательная линия
48 Мокрый скруббер
50 Отсек промывочной жидкости
52 Газовый купол
54 Промывочная жидкость
56 Крышка
58 Выходное сопло
60 Входная часть
62 Средняя часть
64 Выходная часть
66 Выпуск
68 Резервуар
70 Жидкость
71 Уровень жидкости
74 Чаша
76 Край
78 Дно
79 Промежуток
80 Глубина погружения
82 Центробежный сепаратор
84 Возвратная линия
86 Фильтр аэрозоля
88 Дроссельный клапан
90 Фильтр йода
92 Молекулярное сито
93 Теплообменник
94 Дроссельный клапан
96 Выводная труба
98 Мокрый скруббер
100 Контейнер
102 Промывочная жидкость
104 Газовый купол
106 Сопло
108 Фильтр частиц
110 Атмосфера защитной оболочки реактора
h Глубина погружения выходных сопел 58

Claims (19)

1. Ядерная энергетическая установка (4), включающая защитную оболочку (8) реактора и систему (2) фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора, причем
- система (2) фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора включает линию (10) сброса давления, ведущую из внутреннего пространства защитной оболочки (8) реактора наружу,
- на впуске (12) линии (10) сброса давления или сразу за ним расположен каталитический рекомбинатор (20) для удаления водорода и далее, ниже по потоку, в линию (10) сброса давления включен мокрый скруббер (48),
- причем мокрый скруббер (48) расположен внутри защитной оболочки (8) реактора и включает отсек (50) промывочной жидкости для промывочной жидкости (54) в нем и газовый купол (52) над ним, так что во время операции сброса давления сбрасываемый поток промывается промывочной жидкостью (54) и затем поступает в газовый купол (52),
- причем газовый купол (52) герметичен относительно атмосферы (110) защитной оболочки реактора,
причем отсек (50) промывочной жидкости является частью более крупного резервуара (68), расположенного внутри защитной оболочки (8) реактора, и причем отсек (50) промывочной жидкости проточно сообщается с остальной частью резервуара (68) так, что промывочная жидкость (54), утраченная в отсеке (50) промывочной жидкости из-за испарения, автоматически пополняется жидкостью (70) из резервуара (68), и причем крышка (56), ограничивающая отсек (50) промывочной жидкости и газовый купол (52), имеет форму чаши (74), частично погружающейся в находящуюся в резервуаре (68) жидкость (70).
2. Ядерная энергетическая установка (4) по п. 1, причем резервуар (68) расположен в сборнике защитной оболочки ректора.
3. Ядерная энергетическая установка (4) по п. 1 или 2, причем объем жидкости (70) в резервуаре (68) находится в диапазоне от 50 до 300 м3.
4. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, причем отношение А1/А2, устанавливающее связь между площадью А2 поверхности промывочной жидкости (54) в отсеке (50) промывочной жидкости и площадью А1 жидкости (70) в остальной части резервуара (68), находится в диапазоне от 2 до 10.
5. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, причем линия (10) сброса давления имеет эжекционное сопло (58), погружающееся в промывочную жидкость (54) и эжектирующее сбрасываемый поток на глубину h погружения, и причем глубина (80) погружения крышки (56) в жидкость (70) внутри резервуара (68) находится в диапазоне от 1,5h до 2h.
6. Ядерная энергетическая установка (4) по п. 4, причем высота промежутка (79) между нижним краем (76) чаши (74) и дном (78) резервуара (70) находится в диапазоне от 1 до 5 м.
7. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, включающая линию (22) рециркуляции, расположенную параллельно каталитическому рекомбинатору (20), рециркулирующую часть сбрасываемого потока из выпуска (24) каталитического рекомбинатора к его впуску (26).
8. Ядерная энергетическая установка (4) по п. 7, причем предусмотрен струйный насос (28), приводимый в действие сбрасываемым потоком, для повторной инжекции рециркулируемой части в сбрасываемый поток.
9. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, причем ниже по потоку от мокрого скруббера (48) имеется дроссельный клапан (94), включенный в линию (10) сброса давления, предназначенный для работы в режиме критического расширения, способствующий постоянному объемному расходу.
10. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, причем ниже по потоку от мокрого скруббера (48) имеется фильтрующий узел с молекулярным ситом (92), включенный в линию (10) сброса давления.
11. Ядерная энергетическая установка (4) по п. 10, включающая отводную линию (34), ответвляющуюся от линии (10) сброса давления и проведенную с термическим контактом вдоль молекулярного сита (92), таким образом нагревающую молекулярное сито (92).
12. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, причем ниже по потоку от мокрого скруббера (48) имеется центробежный сепаратор (82) и/или ламельный сепаратор, включенный в линию (10) сброса давления.
13. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, причем мокрый скруббер (48) включает некоторое число сопел Вентури, погружающихся по меньшей мере частично в промывочную жидкость (54).
14. Ядерная энергетическая установка (4) по любому из предшествующих пунктов, включающая дополнительный мокрый скруббер (98), включенный в участок линии (10) сброса давления снаружи защитной оболочки (8) реактора.
RU2019111472A 2016-11-28 2016-11-28 Ядерная энергетическая установка, содержащая систему фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора RU2716020C1 (ru)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/EP2016/078950 WO2018095546A1 (en) 2016-11-28 2016-11-28 Nuclear power plant, comprising a filtered containment venting system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2716020C1 true RU2716020C1 (ru) 2020-03-05

Family

ID=57614324

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019111472A RU2716020C1 (ru) 2016-11-28 2016-11-28 Ядерная энергетическая установка, содержащая систему фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора

Country Status (8)

Country Link
EP (1) EP3501027B1 (ru)
JP (1) JP6737957B2 (ru)
KR (1) KR20190085911A (ru)
CN (1) CN110024046B (ru)
BR (1) BR112019006253B1 (ru)
RU (1) RU2716020C1 (ru)
UA (1) UA127017C2 (ru)
WO (1) WO2018095546A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2812242C1 (ru) * 2022-07-13 2024-01-25 Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110189837B (zh) * 2019-05-10 2023-04-18 中广核研究院有限公司 一种安全壳的压力调节及过滤排放系统
CN110813911B (zh) * 2019-11-18 2022-01-25 上海核工程研究设计院有限公司 核电站及核电站的安全壳维护方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04238293A (ja) * 1991-01-22 1992-08-26 Hitachi Ltd 原子炉格納容器減圧装置
RU2311696C2 (ru) * 2003-06-25 2007-11-27 Фраматоме Анп Гмбх Ядерная установка и способ сброса давления в ядерной установке
RU2324990C2 (ru) * 2003-06-25 2008-05-20 Фраматоме Анп Гмбх Ядерная установка и способ сброса давления в ядерной установке
JP4238293B2 (ja) * 2005-11-21 2009-03-18 オプテックス株式会社 運転挙動記録装置
DE102012005204B3 (de) * 2012-03-16 2013-01-17 Westinghouse Electric Germany Gmbh Reaktordruckentlastungsfiltersystem
KR101456170B1 (ko) * 2014-02-27 2014-10-31 한국원자력연구원 압력경계 보존형 피동형 공냉 격납건물 냉각 장치 및 시스템
US20160019987A1 (en) * 2013-03-27 2016-01-21 Areva Gmbh Pressure relief system for the containment of a nuclear power facility, nuclear power facility and method of operating a pressure relief system

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1378856A (fr) * 1963-06-20 1964-11-20 Commissariat Energie Atomique Installation de transport hydraulique notamment pour pile atomique
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
EP0056830B2 (de) * 1981-01-25 1993-12-15 Jahn, Hermann, Dr. Verfahren zum Vermeiden oder Verringern einer Gefährdung einer Anlage und deren Umgebung durch reagierende Gemische
US4610840A (en) * 1984-12-27 1986-09-09 Westinghouse Electric Corp. Fission product scrubbing system for a nuclear reactor
DE3718338A1 (de) * 1987-06-01 1989-01-05 Karlsruhe Wiederaufarbeit Verfahren und vorrichtung zur loesungsmittelwaesche bei der wiederaufarbeitung von bestrahlten kernbrennstoffen
JPH08262185A (ja) * 1995-03-27 1996-10-11 Toshiba Corp 原子炉出力制御装置
JP5238649B2 (ja) * 2009-09-08 2013-07-17 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
CN106342336B (zh) * 2009-12-31 2014-02-12 中国船舶重工集团公司第七一八研究所 一种核电站用洗涤过滤排放装置
CN102723114A (zh) * 2012-05-30 2012-10-10 中国核电工程有限公司 一种安全壳过滤排放系统
KR101513725B1 (ko) * 2014-03-03 2015-04-22 주식회사 미래와도전 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통
CN104078085B (zh) * 2014-06-04 2016-10-05 中国核电工程有限公司 一种具有水洗功能的安全壳内置换料水箱
CN104409112B (zh) * 2014-12-03 2017-07-04 中国核动力研究设计院 安全壳再循环系统

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04238293A (ja) * 1991-01-22 1992-08-26 Hitachi Ltd 原子炉格納容器減圧装置
RU2311696C2 (ru) * 2003-06-25 2007-11-27 Фраматоме Анп Гмбх Ядерная установка и способ сброса давления в ядерной установке
RU2324990C2 (ru) * 2003-06-25 2008-05-20 Фраматоме Анп Гмбх Ядерная установка и способ сброса давления в ядерной установке
JP4238293B2 (ja) * 2005-11-21 2009-03-18 オプテックス株式会社 運転挙動記録装置
DE102012005204B3 (de) * 2012-03-16 2013-01-17 Westinghouse Electric Germany Gmbh Reaktordruckentlastungsfiltersystem
US20160019987A1 (en) * 2013-03-27 2016-01-21 Areva Gmbh Pressure relief system for the containment of a nuclear power facility, nuclear power facility and method of operating a pressure relief system
KR101456170B1 (ko) * 2014-02-27 2014-10-31 한국원자력연구원 압력경계 보존형 피동형 공냉 격납건물 냉각 장치 및 시스템

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2812242C1 (ru) * 2022-07-13 2024-01-25 Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня

Also Published As

Publication number Publication date
JP2020501121A (ja) 2020-01-16
BR112019006253A2 (pt) 2019-06-25
BR112019006253B1 (pt) 2022-10-04
EP3501027B1 (en) 2020-05-27
CN110024046A (zh) 2019-07-16
WO2018095546A1 (en) 2018-05-31
CN110024046B (zh) 2023-03-14
EP3501027A1 (en) 2019-06-26
UA127017C2 (uk) 2023-03-15
JP6737957B2 (ja) 2020-08-12
KR20190085911A (ko) 2019-07-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10438706B2 (en) Venting system for the containment of a nuclear plant and method of operating the venting system
US10236085B2 (en) Pressure relief system for the containment of a nuclear power facility, nuclear power facility and method of operating a pressure relief system
US4873050A (en) Method and apparatus for pressure relief of a nuclear power plant
FI87120B (fi) Kaernkraftverk med ett saekerhetshoelje.
US8685587B2 (en) Gas-liquid separator for fuel cell system
TWI559328B (zh) 靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠
CN107240425B (zh) 一体式安全壳过滤排放系统
KR100800217B1 (ko) 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법
RU2716020C1 (ru) Ядерная энергетическая установка, содержащая систему фильтруемого сброса давления из защитной оболочки реактора
JP7045966B2 (ja) 原子力プラント及びその運転方法
JP7081751B2 (ja) ベントシステムを備えた原子力設備およびその運転方法
JP7377689B2 (ja) 散気装置、放射性ガス処理装置、放射性物質処理システム、及び原子炉設備
KR101555692B1 (ko) 격납건물 내부에 설치되는 원자로 여과배기 계통
JP2018169250A (ja) 格納容器保全設備
JP2007101371A (ja) 異物捕獲設備を内蔵した原子炉格納容器
JP7261776B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステム
JP7331030B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステム
JPS6410250B2 (ru)
CN116212596A (zh) 氨吸收装置及氨吸收方法
RU2383817C1 (ru) Компенсатор
JPS5837518B2 (ja) 原子炉