SU919519A1 - Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere - Google Patents

Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere Download PDF

Info

Publication number
SU919519A1
SU919519A1 SU701517631A SU1517631A SU919519A1 SU 919519 A1 SU919519 A1 SU 919519A1 SU 701517631 A SU701517631 A SU 701517631A SU 1517631 A SU1517631 A SU 1517631A SU 919519 A1 SU919519 A1 SU 919519A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
atmosphere
water
arrangement
plate
containing radioactive
Prior art date
Application number
SU701517631A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
А.Н. Красиков
Е.А. Бабенко
Original Assignee
Предприятие П/Я А-1297
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 Предприятие П/Я А-1297 filed Critical Предприятие П/Я А-1297
Priority to SU701517631A priority Critical patent/SU919519A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU919519A1 publication Critical patent/SU919519A1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПРЕДОТВРАЩЕНИЯ ВЫБРОСА ПАРА С РАДИОАКТИВНЫМИ 1шр Ларенаюtof Cftee 3ПРИМЕСЯМИ В АТМОСФЕРУ при авари х, например при нарушении герметичности . каналов тепловьщел ющих элементов в водно-графитовых  дерных реакторах, состо щее.из корпуса, барботажного . устройства и системы охлаждени  отличающеес  тем, что, с целью предотвращени  скачков давлени  и гидравлических ударов в-начале аварии, барботажное -устройство выполнено в виде тарелки с туннельными колпачками. t CD П (io СД :o tA DEVICE FOR THE PREVENTION OF THE EMISSION OF STEAM WITH RADIOACTIVE 1) LARENAUTof Cftee 3 ATTACHED TO THE ATMOSPHERE in case of accidents, such as leakage. channels of heat and gap in water-graphite nuclear reactors, consisting of a housing, bubbling. Cooling devices and systems characterized in that, in order to prevent pressure surges and hydraulic shocks at the beginning of the accident, the bubbling device is made in the form of a plate with tunnel caps. t CD P (io CD: o t

Description

Насто щее изобретение относитс  к аппаратам газоочистки и может быть использовано на атомньк электростанци х . ..Известна система ограничени  последствий аварии на атомной электростанции , включающа  аварийные помещени , с оборудованием, размещенные в герметичной оболочке-, в том числе разбрызгивающие устройства.. Недостатком этого устройства  вл етс  недостаточна  его надежность. Известно также устройство дл  предотвращени  выброса пара с радиоактивными примес ми в атмосферу при авари х, например при нарушении герметичности каналов тепловьщел ющих элементов в водо-графитовых  дерных реакторах, состо щее из корпуса, бар ботажного устройства и системы охлаждени . Данное устройство  вл етс  наиболее близким к описьюаемому по технической сущности и достигаемому результату . Недостатком его  вл етс  повышение в 5-10 раз гидравлического сопро тивлени  и сильные гидравлические удары во врем  вытеснени  воды парогазовой смесью из барботажного устройства . В результате чего происход  резкие скачки давлени  в трубопровод парогазовой смеси и возможны поломки и аварии. Целью насто щего изобретени   вл  етс  предотвращение скачков давлени  и гидравлических ударов в начале аварии. .. Цель достигаетс  тем, что в устройстве дл  предотвращени  выброса пара с радиоактивными примес ми в ат мосферу при авари х, например при на рушении герметичности каналов тепловьвдел ющих элементов в водо графитовых  дерньрс реакторах, состо щем из корпуса, барботажного устройства и системы охлаждени , барботажное устройство выполнено в виде тарелки с туннельными колпачками. На чертеже изображено описываемое устройство, состо щее из корпуса 1 9 . 2 , сравнительно небольших размеров. В корпус 1 встроены высоконаливна  тарелка 2с туннельными колпачками 3 и разбрызгиватель 4. Сверху корпус плотно закрываетс  крьш1кой 5. Имеетс  также теплообменник 6 и насос 7 дл  перекачки охлаждаемой воды и подачи ее в разбрызгиватель 4. Работает устройство следующим образом . При нарушении герметичности каналов тепловьщел ющих элементов парогазова  радиоактивна  смесь из реактора (на чертеже не показан) пос тупает в корпус 1 под тарелку 2 и барботирует через слой воды на тарелг ке 2. При этом одновременно осуществл етс  конденсаци  rtapa и очистка газа от радиоактивных примесей очищенньй газ сбрасываетс  в спецвентил цию . В случае необходимости доочистки газа выдержкой перед сбросом его в спецвентил цию верхн   крьш1ка 5 корпуса 1 выполн етс  из эластичного газопроницаемого материала. Газ под небольшим избыточным давлением. 10 мм вод,ст. поднимает крьшжу 5 и накапливаетс  под тарелкой 2. Нагрета  паром на тарелке 2 вода через перелив сливаетс  в нижнюю часть корпу,са 1 и при помощи насоса 7 подаетс  в теплообменник б, где она охлаждаетс . технической водой, а затем через разбрызгиватель 4 поступает на орошение тарелки 2. Насос 7 и подача технической воды в теплообменник 6 включаютс  автоматически при повьш1ении температуры в трубопроводе парогазовой смеси. Количество воды на тарелке 2 позвол ет полностью конденсировать пар в течение времени, необходимого дл . включени  насоса 7 и подачи технической воды дл  охлаждени  в теплообменник 6. Внедрение данного изобретени  сокращает капитальные затраты при строительстве АЭС на здание и оборудоваНие/ снижает себестоимость переработ- ки теплоносител .The present invention relates to gas cleaning apparatuses and can be used in nuclear power plants. A known system for limiting the consequences of an accident at a nuclear power plant, including emergency rooms, with equipment placed in a sealed enclosure, including spraying devices. A disadvantage of this device is its inadequate reliability. It is also known a device for preventing the release of steam with radioactive impurities into the atmosphere in case of accidents, such as breaking the tightness of the channels of heat-gap elements in water-graphite nuclear reactors, consisting of a casing, a bar of a batching device and a cooling system. This device is closest to the described by the technical essence and the achieved result. The disadvantage of it is an increase of 5-10 times in hydraulic resistance and strong hydraulic shocks during the displacement of water by the vapor-gas mixture from the bubbling device. As a result, sudden pressure surges occur in the gas-vapor pipeline and there may be breakdowns and accidents. The purpose of the present invention is to prevent pressure surges and hydraulic shocks at the beginning of an accident. .. The goal is achieved by the fact that in the device to prevent the release of steam with radioactive impurities into the atmosphere in case of accidents, for example, if the tightness of the channels of heat-generating elements in water graphite reactors consisting of a hull, a bubbling device and a cooling system is destroyed, bubble device is made in the form of a plate with tunnel caps. The drawing shows the described device consisting of a housing 1 9. 2, relatively small sizes. A high-filling plate 2c with tunnel caps 3 and a sprinkler 4 are built into the casing 1. The casing 5 is tightly closed on top of the casing 5. There is also a heat exchanger 6 and a pump 7 for pumping cooled water and feeding it into the sprinkler 4. The device works as follows. When the tightness of the channels of the heat-sparing elements is disturbed, the vapor-gas radioactive mixture from the reactor (not shown) enters the casing 1 under the plate 2 and sparses through the water layer on the plate 2. At the same time, the rtapa is condensed and the gas is cleaned from radioactive impurities gas is vented to special ventilation. If necessary, the additional purification of gas by holding it up before dumping it to the special ventilation of the upper crust 5 of the housing 1 is made of an elastic gas-permeable material. Gas under slight overpressure. 10 mm of water, art. lifts the skirt 5 and accumulates under the plate 2. When heated by steam on the plate 2, the water overflows into the lower part of the building, sa 1, and with the help of pump 7 is fed to the heat exchanger b, where it cools. technical water, and then through the sprinkler 4 is supplied to the irrigation of the tray 2. The pump 7 and the supply of technical water to the heat exchanger 6 are turned on automatically when the temperature in the gas-vapor pipeline is increased. The amount of water on the plate 2 allows the steam to fully condense for the time required for. turning on the pump 7 and supplying the process water for cooling to the heat exchanger 6. The implementation of this invention reduces the capital costs in the construction of NPPs for the building and equipment / reduces the cost of processing the heat carrier.

Claims (1)

ПРИМЕСЯМИ В АТМОСФЕРУ при авариях, например при нарушении герметичности . каналов тепловыделяющих элементов в водно-графитовых ядерных реакторах, состоящее.из корпуса, барботажного. устройства и системы охлаждения, отличающееся тем, что, с целью предотвращения скачков давления и гидравлических ударов в начале аварии, барботажное устройство выполнено в виде тарелки с туннельными колпачками.IMPURITY IN THE ATMOSPHERE in case of accidents, for example, in case of leakage. channels of fuel elements in water-graphite nuclear reactors, consisting of a bubble chamber. devices and cooling systems, characterized in that, in order to prevent pressure surges and water hammer at the beginning of the accident, the bubbler device is made in the form of a plate with tunnel caps.
SU701517631A 1970-04-09 1970-04-09 Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere SU919519A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU701517631A SU919519A1 (en) 1970-04-09 1970-04-09 Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU701517631A SU919519A1 (en) 1970-04-09 1970-04-09 Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU919519A1 true SU919519A1 (en) 1988-02-07

Family

ID=20461268

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU701517631A SU919519A1 (en) 1970-04-09 1970-04-09 Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU919519A1 (en)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Авторское свидетельство СССР № 537389, кл. G 21 С 13/10, 1974, Касаткин А.Г. Основные процессы и аппараты химической технологии. М., Госхимиздат, , с. 17-32. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3168445A (en) Safety equipment for nuclear powerreactor plants
US3158546A (en) Nuclear reactor containment method and apparatus
SU537389A1 (en) System for limiting the consequences of a nuclear power plant accident
ES381826A1 (en) Nuclear reactor core and shroud
GB785528A (en) Nuclear reactor plant
ES8802102A1 (en) Emergency cooling system for a water-cooled nuclear reactor.
GB1011137A (en) Arrangement for controlling an escape of pressurized fluid from a nuclear reactor
US3041134A (en) Method of removing gaseous fission products from gases
SU919519A1 (en) Arrangement for preventing ejection of steam containing radioactive admixtures into atmosphere
US3658996A (en) System for the removal of hydrogen from nuclear containment structures
NO810510L (en) PROCEDURE AND DEVICE FOR AA PREVENT CORROSION IN A COMBUSTOR COOLER AND CHEMICAL FIRE COOLING
GB1318679A (en) Nuclear reactor
GB1013102A (en) Improvements in or relating to high temperature gas cooled reactors
JPS6228696A (en) Method and device for separating radioactive component from gas or vapor of nuclear reactor
US3721429A (en) Exhaust system for furnace retort
ES347811A2 (en) Liquid-moderated, gas-cooled nuclear reactor and pressure equalization system
ES302674A1 (en) Gas cooled nuclear reactor power plant
RU48096U1 (en) NUCLEAR POWER PLANT
JP2006322768A (en) Hydrogen remover and its removing method for reactor containment
JPS56163721A (en) Stanchion structure for gas treating equipment
GB889200A (en) Improvements in or relating to nuclear reactors
GB874282A (en) Nuclear reactor with cooling device for fuel elements which are to be removed therefrom
BE803451A (en) Fast neutron gas cooled reactor - with ventilated fuel assemblies
FR2212612A1 (en) Light water cooled nuclear reactor - has a tritium extraction unit in coolant system
GB962240A (en) Improvements in or relating to cooling circuits for liquid moderator nuclear reactors