RU9658U1 - Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс - Google Patents
Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс Download PDFInfo
- Publication number
- RU9658U1 RU9658U1 RU98113728/20U RU98113728U RU9658U1 RU 9658 U1 RU9658 U1 RU 9658U1 RU 98113728/20 U RU98113728/20 U RU 98113728/20U RU 98113728 U RU98113728 U RU 98113728U RU 9658 U1 RU9658 U1 RU 9658U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cleaning
- emergency
- vapor
- module
- radioactive
- Prior art date
Links
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой фазы, содержащее префильтр, конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги и сорбционный модуль, отличающееся тем, что оно дополнительно содержит регенеративный теплообменник и эжектор, соединенный одновременно с первой герметичной защитной оболочкой реактора и с прилегающими к ней замкнутыми помещениями, а сорбционный модуль заполнен модифицированным сорбентом на основе цеолитов типа NaX или NaA, содержащим ионы серебра или меди, а также углеродное соединение, содержание которого в пересчете на углерод составляет 0,4 - 2,0 мас.%.
Description
Б.В.Антонов, В.М.Беркович, А.Н.Каменская, А.Г.Корниенко,
С.А.Кулюхин, Ю.А.Лашков, Л.М.Лузанова, В.И.Мелькин, Н.Б.Михеев,
И.В.Молчанов, В.Л.Новиченко, М.Ф.Рогов, И.А.Румер, Л.Н.Фальковский
Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радаоактивной парогазовой смеси в условиях запроектн(А аварии
реактора на АЭС
Заявляемое техническое решение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением и устройств для устранения радиоактивного заражения с целью защиты окружающей среды от последствий аварий на АЭС.
При запроектной аварии, связанной с частичным или полным разрушением активной зоны реактора, в результате образования большого количества газообразных продуктов происходит резкое возрастание давления под защитной оболочкой (контайнментом, конфайнментом и т.д.). В результате этого возникает не только угроза разрушения первой герметичной защитной оболочки, но и загрязнение прилегающих к ней замкнутых помещений (межконтайнментное пространство, технические коридоры, реакторный зал и т.д.) за счет протечек через неплотности, причем за сутки может натекать от 0,3 до 1,0% общего объема паровоздушной массы, находящейся под защитной оболочкой. Для управления запроектными авариями в современных АЭС предусмотрен сброс давления из-под заш5и ной оболочки за счет срабатывания аварийных клапанов. При этом паровоздушный поток, содержащий радиоактивные аэрозоли и летучие щюдукты деления, пропускается через систему очистки аварийного сброса. В работах 1, 2 приведены основные характеристики и стоимость защитных систем.
МКИ G21F 9/00
которые используются или планируются к использованию на действующих АЭС в различных странах. Наряду с относительно простыми и дешевыляи устройствами (например, французский песчанный фильтр: фактор очистки (DF) от аэрозолей 10, стоимость 1 млн. долларов США) разрабатываются сложнейшие и очень дорогие системы защиты (например, канадская вакуумная система CANDU: DF х 10, стоимость более 100 млн. долларов США). Недостатками этих систем являются, во-первых, невозможность их применения для одновременной очистки воздушных пространств под первой герметичной зашцтной оболочкой и в прилегающих к ней замкнутых помещениях и, во-вторых, большинство из систем являются активными, т.е. требуют постоянного подвода энергии извне во время аварии.
Наиболее близким к заявляемому техническому решению является устройство 31, в котором осуществляется пассивная (без подвода энергии извне) очистка радиоактивной парогазовой фазы, сбрасываемой из-под первой герметичной защитной оболочки. Устройство содержит префильтр, скруббер и сорбционный модуль, состоящий из волокнистого фильтра из нержавеющей стали и сорбента на основе серебросодержащлх молекулярных сит. Префильтр используется для улавливания крупнодисперсных частиц аэрозолей. Скруббер предназначен для улавливания аэрозольных частиц и неорганических форм радиоиода, в то время как на сорбционном модуле тфоисходит очистка парогазовой фазы от органических форм радиоиода, прежде всего, от йодистого метила. Это устройство обеспечивает степень очистки парогазовой фазы от радиоаэрозолей и неорганических форм радиоиода порядка о и от органических форм радиоиода порядка 10 -10 . Недостатком является невозможность применения этого устройства во время аварии для одновременной очистки парогазовой фазы, содержащейся как в контайнментном, так и межконтайнментном пространстве, а также в
прилегающих к ним помещениях.
Целью заявляемого технического решения является создание устройства пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой фазы (объемное содержание пара от О до 80%) из-под первой герметичной защитной оболочки реактора с одновременной очисткой воздушного пространства прилегающих к ней замкнутых помещений.
Поставленная цель достигается тем, что предлагаемое устройство очистки радиоактивного парогазового аварийного сброса содержит следующие конструктивные элементы в последовательной связи: префильтр; регенеративный теплообменник; эжектор, соединенный как с первой герметичной защитной оболочкой, так и с прилегающими к ней замкнутыми помещениями; конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги; сорбционный модуль на основе модифищфованного сорбента, полученного по патенту РФ № 2104085 от 10.02.1998 г. 4.
На фиг.1 приведена блок-схема последовательной связи конструктивных элементов устройства, где 1 - первая герметичная защитная оболочка реактора, 2 - прилегающие к первой герметичной защитной оболочке замкнутые помещения, 3 - тфефильтр, 4 регенеративный теплообменник, 5 - эжектор, 6 - конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги, 7 - сорбционный модуль.
На фиг.2 приведена схема разреза эжектора, где 1- сопло эжектирущего газа, 2 - подвод эжектируемого газа, 3 - камера смешения, 4 - выходное сопло.
На фиг.З приведена схема разреза сорбционного модуля, где 1теплоизоляция, 2 - первый нагревательный контур, 3 - второй нагревательный контур, 4 - колонка с сорбентом, 5 - каналы для создания оптимального температурного режима парогазового потока, подаваемого на колонку с сорбентом, 6 - выход очищенной
паровоздршой смеси, 7 - вход активного обогревателя, 8 - вход для подачи паровоздушной смеси на колонки с сорбентом, 9 - выход паровоздршой смеси из-под первой герметичной оболочки, 10 - выход активного обогревателя, 11 - вход паровоздршой смеси из-под первой герметичной оболочки.
Предлагаемое устройство работает следукщим образом. В режиме нормальной эксплуатации станции, т.е. в режиме ожидания, за счет активного подвода тепла извне по первому нагревательному контуру сорбционного модуля сорбент имеет оптимальный температурный режим и находится в постоянной готовности к применению. При запроектной аварии на реакторе, связанной с частичным или полным разрушением активной зоны, подача тепла извне прекращается, однако сорбционный модуль остается нагретым более 36 ч за счет использованной в нем теплоизоляции. В процессе протекания аварии под первой герметичной защитной оболочкой реактора давление увеличивается до 0,5 МПа и автоматически срабатывают аварийные клапаны системы сброса давления. В результате этого радиоактивная парогазовая смесь (температура 150-5-1 , влажность - 100 %, давление - 0,,7 Мпа), пройдя префильтр, попадает во второй нагревательный контур сорбционного модуля, который служит для компенсации потерь тепла модуля через теплоизоляцию. Пройдя его, радиоактивная парогазовая смесь направляется через регенеративный теплообменник в эжектор, где смешивается с газовой фазой, засасываемой эжектором из прилегающих к первой герметичной защитной оболочке замкнутых помещений. Вследствие этого происходит уменьшение температуры и давления парогазовой фазы с частичным выделением капельной воды. После эжектора радиоактивная парогазовая смесь поступает в конденсационный модуль, где происходит конденсация пара с одновременным отделением на сепараторе капельной влаги от парогазовой смеси. В результате на этой стадии происходит
не только конденсация основной массы пара, но при этом парогазовая фаза очищается также от радиоактивных аэрозолей и неорганических форм иода на 95-97% за счет их захвата водной фазой. После этого парогазовая фаза (температура 70-90°С и влажность - 100%), содержащая органические формы радиоиода и остаточные количества радиоактивных аэрозолей и неорганических форм радиоиода, поступает в регенеративный теплообменник, где происходит перегрев влажного воздуха, выходящего из конденсационного модуля. При этом температура парогазовой смеси повышается до 110-5-150 0 и влажность падает до величины менее 80%. Пройдя регенеративный теплообменник радиоактивная парогазовая смесь направляется в каналы, расположенные в первом нагревательном контуре сорбционного модуля. В них парогазовый поток нагревается до оптимальной температуры, при которой на сорбенте не происходит конденсация капельной влаги. После этого парогазовый поток направляется на колонку с сорбентом. На сорбенте происходит очистка парогазовой фазы от органических форм радиоиода, в основном от йодистого метила, с факторами очистки
о А
порядка 10-10 и окончательная доочистка от радиоактивных аэрозолей и неорганических форм иода. В результате общий коэффициент очистки парогазовой фазы от радиоактивных аэрозолей и всех форм радиоиода для всего предлагаемого устройства составляют величину порядка . Пройдя устройство, очищенная от радиоактиных аэрозолей и всех форм радиоиода более чем на 99,99% парогазовая смесь выбрасывается в атмосферу.
Таким образом, совокупность отличительных признаков предлагаемого технического решения и, прежде всего, использование в устройстве эжектора, соединенного как с первой герметичной защитной оболочкой, так и с прилегающими к ней замкнутыми помещениями, позволяет понизить температуру и давление парогазового потока, выходящего из
первой герметичной защитной оболочки, и произвести одновременную очистку радиоактивной парогазовой фазы, поступающей из первой герметичной защитной оболочки и различных помещений станции, в пассивном режиме действия предлагаемого устройства.
источники ИНФОРМАЦИИ, ПРИНЯТЫЕ во ВНИМАНИЕ
1.Particulate filtration in nuclear facilities // IAEA Techn. Report Series N 325, 1991, Vienna, p.41-73.
2.АСМОЛОВ В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаадаешн. реакторов // Атомная энергия, 1994, т.76, 4, с. 282-302.
3. Containment Systems and Components for LOCA and Severe Accident Mitigation // Materials from Siemens AG, Power Generation Group (KWU), 1993.
4.Михеев Н.Б., Каменская A.H., Кулюхин С.A., Румер И.A., Казакевич M.S., Новиченко В.Л. Сорбент на основе цеолитов // Патент РФ Л 2104085 от 10.02.1998 г.
Claims (1)
- Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой фазы, содержащее префильтр, конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги и сорбционный модуль, отличающееся тем, что оно дополнительно содержит регенеративный теплообменник и эжектор, соединенный одновременно с первой герметичной защитной оболочкой реактора и с прилегающими к ней замкнутыми помещениями, а сорбционный модуль заполнен модифицированным сорбентом на основе цеолитов типа NaX или NaA, содержащим ионы серебра или меди, а также углеродное соединение, содержание которого в пересчете на углерод составляет 0,4 - 2,0 мас.%.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU98113728/20U RU9658U1 (ru) | 1998-07-17 | 1998-07-17 | Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU98113728/20U RU9658U1 (ru) | 1998-07-17 | 1998-07-17 | Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU9658U1 true RU9658U1 (ru) | 1999-04-16 |
Family
ID=48271357
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU98113728/20U RU9658U1 (ru) | 1998-07-17 | 1998-07-17 | Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU9658U1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU174059U1 (ru) * | 2017-06-20 | 2017-09-28 | ООО "АэроФильтр" | Устройство аварийного сброса и фильтрации газа из герметичной оболочки |
-
1998
- 1998-07-17 RU RU98113728/20U patent/RU9658U1/ru active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU174059U1 (ru) * | 2017-06-20 | 2017-09-28 | ООО "АэроФильтр" | Устройство аварийного сброса и фильтрации газа из герметичной оболочки |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9502144B2 (en) | Filter for a nuclear reactor containment ventilation system | |
US10304573B2 (en) | Method for the pressure relief of a nuclear power plant, pressure-relief system for a nuclear power plant and associated nuclear power plant | |
US3459635A (en) | Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations | |
WO2018139208A1 (ja) | 原子力発電プラント | |
KR20150039815A (ko) | 원자력 시설을 위한 격납 용기 보호 시스템 및 관련된 동작 방법 | |
JP5965996B2 (ja) | 使用済燃料の受動冷却システム | |
CN109243634B (zh) | 反应堆安全系统 | |
ES2744438T3 (es) | Aparato para desgasificar un sistema refrigerante de reactor nuclear | |
JPH06103360B2 (ja) | 原子力発電所の原子炉収納室における圧力の釈放装置 | |
RU9658U1 (ru) | Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на аэс | |
JP6811667B2 (ja) | 格納容器保全設備および格納容器保全方法 | |
WO1992001295A1 (en) | Bwr zero pressure containment | |
RU2408096C1 (ru) | Устройство для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки аэс | |
Drolet et al. | Canadian experience with Tritium—The basis of a new Fusion Project | |
RU2523436C1 (ru) | Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора | |
JP2006322768A (ja) | 原子炉格納容器の水素除去装置及びその除去方法 | |
Bessonov et al. | Granular sorbents for passive environment protection system during severe accidents with total loss of power supply at NPPs | |
RU2793943C2 (ru) | Аппарат для дегазации системы охлаждения ядерного реактора | |
Oldiges et al. | A NEW, SMALL DRYING FACILITY FOR WET RADIOACTIVE WASTE AND LIQUIDS | |
Barilli et al. | Fission product removal from the cover gas of a vented Fuel FBR | |
Haange et al. | Design of the atmosphere detritiation systems for ITER | |
None | Reference Facility Descriptions for Iodine, Carbon-14 and Krypton Radioactive Gaseous Wastes | |
Morewitz | Filtered vented containment systems for light water reactors | |
Kulyukhin et al. | A comprehensive passive system for environmental protection during severe accidents at NPPs | |
RU2383068C1 (ru) | Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси из межоболочечного пространства |