RU2408097C1 - Cleaning device of inter-cover space - Google Patents
Cleaning device of inter-cover space Download PDFInfo
- Publication number
- RU2408097C1 RU2408097C1 RU2009145163/07A RU2009145163A RU2408097C1 RU 2408097 C1 RU2408097 C1 RU 2408097C1 RU 2009145163/07 A RU2009145163/07 A RU 2009145163/07A RU 2009145163 A RU2009145163 A RU 2009145163A RU 2408097 C1 RU2408097 C1 RU 2408097C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- inter
- filtration system
- filter
- gas
- channels
- Prior art date
Links
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 title claims description 14
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 22
- 238000011045 prefiltration Methods 0.000 claims abstract description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 32
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 29
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 15
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 13
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 6
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 238000004887 air purification Methods 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 1
- 230000000452 restraining effect Effects 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 230000000699 topical effect Effects 0.000 description 1
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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности на АЭС, и может быть использовано для поддержания разрежения в межоболочечном пространстве в случае отказа вентиляционных систем, требующих электроэнергию для своей работы, с целью предотвращения радиоактивного заражения из межоболочечного пространства при гипотетической запроектной аварии реактора на АЭС с двумя защитными оболочками без системы сброса давления из-под внутренней защитной оболочки.The invention relates to the field of nuclear energy, namely to localizing safety systems at nuclear power plants, and can be used to maintain rarefaction in the inter-shell space in the event of failure of ventilation systems that require electricity for their work, in order to prevent radioactive contamination from the inter-shell space in a hypothetical beyond design basis accident a reactor at a nuclear power plant with two containment shells without a pressure relief system from under the inner containment shell.
Проблема надежной защиты окружающей среды при запроектной гипотетической аварии на АЭС является одним из важных факторов, сдерживающих развитие атомной энергетики. При запроектной аварии, связанной с полной потерей теплоносителя первого контура и последующим разрушением активной зоны реактора, в результате образования большого количества газообразных продуктов происходит резкое возрастание давления под внутренней защитной оболочкой. В современных реакторах с двойной защитной оболочкой отсутствует система сброса давления из-под внутренней защитной оболочки и планируется, что всю пиковую нагрузку во время гипотетической запроектной аварии должна вынести внутренняя защитная оболочка. Расчеты показывают, что в процессе запроектной аварии, связанной с потерей теплоносителя первого контура, в течение 122 ч под внутренней защитной оболочкой возможно поддержание давления до 0.7 МПа при соотношении пар/воздух 2.7:1. За это время существует вероятность просачивания паровоздушной смеси, содержащей летучие радиоактивные продукты деления, в межоболочечное пространство (от 0.1 до 1.0% в сутки) и затем из него в окружающую среду. Для предотвращения попадания радиоактивности в окружающую среду используются активные системы очистки воздуха из межоболочечного пространства. При этом эвакуируемая с помощью мощных вентиляторов радиоактивная паровоздушная смесь из межоболочечного пространства проходит очистку на фильтрах, содержащих импрегнированный активированный уголь [Design of Off-Gas and Air Cleaning Systems at NPP. IAEA Technical Reports Series. 1987. N 274] [1].The problem of reliable environmental protection during a beyond design basis hypothetical accident at nuclear power plants is one of the important factors restraining the development of nuclear energy. In a beyond design basis accident involving a complete loss of the primary coolant and subsequent destruction of the reactor core, a large increase in gaseous products results in a sharp increase in pressure under the inner containment. In modern reactors with a double containment, there is no system for depressurizing from under the inner containment and it is planned that the entire containment during the hypothetical beyond design basis accident should be carried out by the inner containment. Calculations show that in the course of a beyond design basis accident related to the loss of the primary coolant, pressure up to 0.7 MPa with a vapor / air ratio of 2.7: 1 can be maintained under the inner protective shell for 122 hours. During this time, there is a possibility of the vapor-air mixture containing volatile radioactive fission products seeping into the inter-shell space (from 0.1 to 1.0% per day) and then from it into the environment. To prevent radioactivity from entering the environment, active air purification systems from the inter-shell space are used. In this case, the radioactive vapor-air mixture evacuated by powerful fans from the inter-shell space is cleaned on filters containing impregnated activated carbon [Design of Off-Gas and Air Cleaning Systems at NPP. IAEA Technical Reports Series. 1987. N 274] [1].
Основной недостаток этих устройств заключается в том, что они требуют постоянного подвода электроэнергии. Кроме того, используемые в них фильтры имеют высокое аэродинамическое сопротивление и в условиях полного обесточивания или потери питания на электровентиляторе радиоактивная паровоздушная смесь не способна в пассивном режиме проходить сквозь данные фильтры.The main disadvantage of these devices is that they require a constant supply of electricity. In addition, the filters used in them have high aerodynamic drag and, under conditions of complete blackout or loss of power on the electric fan, the radioactive vapor-air mixture is not able to pass through these filters in the passive mode.
В настоящее время в соответствии с общими требованиями МАГАТЭ к системам безопасности АЭС необходимо, чтобы на АЭС наряду с активными системами вентиляции межоболочечного пространства присутствовали пассивные системы вентиляции, которые могут быть использованы при гипотетических запроектных авариях с полной потерей электроснабжения.At present, in accordance with the IAEA general requirements for NPP safety systems, it is necessary for the NPP to have passive ventilation systems along with active ventilation systems for the inter-shell space, which can be used in hypothetical beyond design basis accidents with a complete loss of power supply.
Известно устройство для очистки протечек из внутренней защитной оболочки энергоблока, содержащее фильтр с вытяжной трубой и патрубком, соединяющим фильтр с межоболочечным пространством [Proceedings of the Fifth International Topical Meeting On Reactor Thermal Hydraulics NURETH-5, volume IV, pp.1235-1241, USA, American Nuclear Society, 1992] [2]. Данное устройство работает в пассивном режиме.A device for cleaning leaks from the inner protective shell of a power unit, containing a filter with a chimney and pipe connecting the filter with the inter-shell space [Proceedings of the Fifth International Topical Meeting On Reactor Thermal Hydraulics NURETH-5, volume IV, pp.1235-1241, USA , American Nuclear Society, 1992] [2]. This device is in passive mode.
Недостатком этого устройства является отсутствие в нем специального теплообменника для подогрева радиоактивной паровоздушной смеси из межоболочечного пространства. Поэтому его применение ограничено использованием на АЭС с металлическими внутренними защитными оболочками. В случае железобетонной внутренней защитной оболочки нагрев радиоактивной паровоздушной смеси из межоболочечного пространства не происходит, что приводит к отсутствию естественной тяги в системе очистки радиоактивной паровоздушной смеси.The disadvantage of this device is the lack of a special heat exchanger for heating the radioactive vapor-air mixture from the inter-shell space. Therefore, its use is limited to use at nuclear power plants with metal internal protective shells. In the case of a reinforced concrete inner protective shell, heating of the radioactive vapor-air mixture from the inter-shell space does not occur, which leads to the absence of natural draft in the cleaning system of the radioactive vapor-air mixture.
Кроме того, недостатком этого устройства является увлажнение фильтрующего материала капельным аэрозолем, образующимся в межоболочечном пространстве при протечках радиоактивной паровоздушной смеси из внутренней защитной оболочки в условиях гипотетической запроектной аварии. Увлажнение увеличивает аэродинамическое сопротивление фильтра и снижает фильтрующие характеристики материалов, использованных в фильтре.In addition, the disadvantage of this device is the moistening of the filter material with a droplet aerosol formed in the inter-shell space during leakage of the radioactive vapor-air mixture from the inner protective shell in a hypothetical beyond design basis accident. Humidification increases the aerodynamic drag of the filter and reduces the filtering characteristics of the materials used in the filter.
Наиболее близким к заявляемому техническому решению является устройство для очистки межоболочечного пространства, содержащее активную систему фильтрации, включающую входной и выпускной патрубки, электровентилятор и фильтр, пассивную систему фильтрации, включающую теплообменные каналы и вытяжную трубу, конвекторы, над которыми установлены воздушные тяговые шахты с внутренними выводными каналами, и расположенную над обогреваемой поверхностью конвектора проходку, сообщенную с межоболочечным пространством внутренней защитной оболочки, где расположен энергоблок с тепловыми контурами [Таранов Г.С., Беркович В.М., Копытов И.И. и др. "Очиститель протечек из защитной оболочки" // Патент РФ 2255387 С1 от 02.10.2003] [3].Closest to the claimed technical solution is a device for cleaning the intershell space containing an active filtration system including an inlet and outlet pipe, an electric fan and a filter, a passive filtration system including heat transfer channels and an exhaust pipe, convectors over which air traction shafts with internal outlet pipes are installed channels, and a penetration located above the heated surface of the convector, in communication with the inter-shell space of the inner protective shell ki, where the power unit with thermal circuits is located [Taranov G.S., Berkovich V.M., Kopytov I.I. and others. "Cleaner of leaks from the protective shell" // RF Patent 2255387 C1 of 02.10.2003] [3].
При запроектной аварии с полной потерей теплоносителя первого контура, приводящей к частичному или полному разрушению активной зоны реактора, в объеме внутренней защитной оболочки повышается давление среды, и, как следствие, возникают протечки радиоактивной паровоздушной среды через неплотности во внутренней защитной оболочке в межоболочечное пространство. В результате происходит повышение давления в межоболочечном пространстве выше атмосферного и часть протечек радиоактивной паровоздушной смеси поступает в окружающую среду через неплотности во внешней защитной оболочке.In a beyond design basis accident with a complete loss of the primary coolant, leading to partial or complete destruction of the reactor core, the pressure of the medium increases in the volume of the inner containment and, as a result, leaks of the radioactive vapor-air medium through leaks in the inner containment enter the inter-shell space. As a result, there is an increase in pressure in the inter-shell space above atmospheric and part of the leaks of the radioactive vapor-air mixture enters the environment through leaks in the outer protective shell.
В данном изобретении описана новая самостоятельная пассивная вентиляционная система, которая должна включиться в работу при запроектной аварии на АЭС с полной потерей электроснабжения с целью создания разрежения в межоболочечном пространстве с одновременной очисткой радиоактивной паровоздушной смеси из данного объема.This invention describes a new independent passive ventilation system, which should be included in the operation beyond the design basis accident at a nuclear power plant with a complete loss of power supply in order to create a vacuum in the intershell space while cleaning the radioactive vapor-air mixture from this volume.
Принцип действия этого устройства в пассивном режиме основан на том, что в конвекторе постоянно поддерживается высокая температура за счет подсоединения его теплопередающих каналов к тракту теплоносителя. Конвектор имеет вход и выход для атмосферного воздуха, причем выход на конвекторе подсоединен к вытяжным тяговым шахтам, внутри которых расположены каналы для вывода радиоактивной паровоздушной смеси из межоболочечного пространства. При прохождении атмосферного воздуха через конвектор происходит его разогрев. Разогретый атмосферный воздух, поднимаясь по вытяжной тяговой шахте, обогревает внутренние выводные каналы, которые используется для эвакуации радиоактивной паровоздушной смеси из межоболочечного пространства. При поступлении протечек из межоболочечного пространства в выводные каналы температура радиоактивной паровоздушной смеси возрастает при одновременном снижении плотности. Наличие разности в температуре и плотности паровоздушной среды в начале и конце выводных каналов, а также разница в высоте расположения фильтра и верхней части вытяжной трубы приводят к созданию естественной конвекции в выводном канале. Это позволяет создавать разрежение в межоболочечном пространстве с одновременной эвакуацией из нее радиоактивной паровоздушной смеси и очисткой на фильтре. При этом скорость газового потока на фильтре тем выше, чем выше разница температур и, следовательно, плотности газовой среды в начале выводного канала и окружающей среды.The principle of operation of this device in passive mode is based on the fact that the convector constantly maintains a high temperature by connecting its heat transfer channels to the heat carrier path. The convector has an inlet and outlet for atmospheric air, and the outlet on the convector is connected to exhaust traction shafts, inside of which there are channels for the output of the radioactive vapor-air mixture from the inter-shell space. With the passage of atmospheric air through the convector, it heats up. Heated atmospheric air, rising through the exhaust traction shaft, heats the internal output channels, which are used to evacuate the radioactive vapor-air mixture from the intershell space. When leaks from the inter-shell space enter the outlet channels, the temperature of the radioactive vapor-air mixture increases with a simultaneous decrease in density. The presence of a difference in temperature and density of the vapor-air medium at the beginning and end of the outlet channels, as well as a difference in the height of the filter and the upper part of the exhaust pipe lead to the creation of natural convection in the outlet channel. This allows you to create a vacuum in the intershell space with the simultaneous evacuation of a radioactive vapor-air mixture from it and cleaning it with a filter. In this case, the gas flow rate on the filter is higher, the higher the temperature difference and, consequently, the density of the gas medium at the beginning of the outlet channel and the environment.
Основной недостаток описанного устройства заключается в том, что в процессе аварии температура в конвекторе снижается, что приводит к уменьшению разности температур и, следовательно, плотности газовой среды в выводном канале по сравнению с окружающей средой. Это сначала может вызвать снижение скорости газового потока на фильтре, а затем привести к полному прекращению прохождения радиоактивной паровоздушной среды через фильтр. В отсутствии естественной конвекции радиоактивная паровоздушная смесь без очистки начнет поступать в окружающую среду через неплотности во внешней защитной оболочке.The main disadvantage of the described device is that during the accident, the temperature in the convector decreases, which leads to a decrease in the temperature difference and, consequently, the density of the gaseous medium in the outlet channel compared to the environment. At first, this can cause a decrease in the gas flow rate on the filter, and then lead to a complete cessation of the passage of the radioactive vapor-air medium through the filter. In the absence of natural convection, the radioactive vapor-air mixture without cleaning will begin to enter the environment through leaks in the outer protective shell.
Другим недостатком рассматриваемой системы является возможность полного отсутствия конвекции радиоактивной паровоздушной смеси в условиях запроектной аварии на АЭС с полной потерей электроснабжения из-за высокого аэродинамического сопротивления фильтра. Высокое сопротивление фильтра может возникнуть в сорбционном модуле на основе различных сорбентов из-за различных физических процессов, а именно из-за слеживания сорбента, из-за изменения его фракционного состава в результате растрескивания и охрупчивания в процессе нахождения в фильтре в условиях нормальной эксплуатации АЭС и т.д. Высокое аэродинамическое сопротивление фильтра не позволит проходить паровоздушной смеси в пассивном режиме.Another drawback of the system under consideration is the possibility of the complete absence of convection of the radioactive vapor-air mixture in the after-design basis accident at nuclear power plants with a complete loss of power supply due to the high aerodynamic drag of the filter. High filter resistance can occur in a sorption module based on various sorbents due to various physical processes, namely, due to caking of the sorbent, due to a change in its fractional composition as a result of cracking and embrittlement in the filter during normal operation of nuclear power plants and etc. The high aerodynamic drag of the filter will not allow the vapor-air mixture to pass in the passive mode.
Задачей данного изобретения является повышение надежности работы устройств очистки радиоактивной паровоздушной среды из межоболочечного пространства в условиях гипотетической запроектной аварии на АЭС с полной потерей электроснабжения за счет создания условий, при которых процесс фильтрации радиоактивной паровоздушной среды из межоболочечного пространства не зависит от параметров эвакуируемой паровоздушной среды и технических характеристик фильтра очистки.The objective of the invention is to increase the reliability of the device for cleaning the radioactive vapor-air medium from the intershell space in the conditions of a hypothetical beyond design basis accident at nuclear power plants with a complete loss of power supply by creating conditions under which the process of filtering the radioactive vapor-air medium from the intershell space does not depend on the parameters of the evacuated vapor-air medium and technical cleaning filter characteristics.
Поставленная задача достигается тем, что в устройстве для очистки межоболочечного пространства между системой пассивной фильтрации и вытяжной трубой установлен эжектор, межоболочечное пространство снабжено предварительным фильтром, сопло эжектируемого газа эжектора подсоединено к выходному патрубку пассивной системы фильтрации, сопло эжектирующего газа присоединено к газгольдеру или другой емкости со сжатым газом или воздухом и выходное сопло подсоединено к вытяжной трубе, при этом выводные каналы размещены в межоболочечном пространстве и подсоединены к входному патрубку предварительного фильтра, а теплообменные каналы встроены в выводные каналы.The task is achieved in that an ejector is installed in the device for cleaning the inter-shell space between the passive filtration system and the exhaust pipe, the inter-shell space is equipped with a preliminary filter, the ejected gas nozzle of the ejector is connected to the outlet pipe of the passive filtration system, the ejected gas nozzle is connected to a gas tank or other container with compressed gas or air and the outlet nozzle is connected to the exhaust pipe, while the outlet channels are located in the inter-shell of the space and connected to an input of the prefilter conduit and heat exchange channels embedded in excretory channels.
На чертеже показана схема предлагаемого устройства, где 1 - внутренняя защитная оболочка, 2 - внешняя защитная оболочка, 3 - межоболочечное пространство, 4 - реактор, 5 - парогенератор, 6 - эжектор, 7 - сопло эжектирующего газа, 8 - подвод эжектируемого газа, 9 - камера смешения эжектора, 10 - выходное сопло эжектора, 11 - газгольдер или емкость со сжатым газом или воздухом, 12 и 13 - электромагнитные клапаны на пружинах, 14 и 15 - вентили, 16 - фильтр активной системы фильтрации, 17 - электровентилятор, 18 - фильтр пассивной системы фильтрации, 19 - трубопровод для подачи пара из теплового контура в теплообменные каналы системы пассивного отвода тепла через регенеративный теплообменник, 20 - трубопровод для возврата конденсата в парогенератор, 21 - регенеративный теплообменник, 22 - теплообменные каналы регенеративного теплообменника, 23 - выводные каналы радиоактивной паровоздушной смеси из межоболочечного пространства, 24 - предварительный фильтр, 25 - вытяжная труба, 26 - дефлектор, 27 - система пассивного отвода тепла (СПОТ).The drawing shows a diagram of the proposed device, where 1 is the inner protective shell, 2 is the outer protective shell, 3 is the inter-shell space, 4 is the reactor, 5 is the steam generator, 6 is the ejector, 7 is the nozzle of the ejection gas, 8 is the supply of ejected gas, 9 - ejector mixing chamber, 10 - ejector outlet nozzle, 11 - gas holder or container with compressed gas or air, 12 and 13 - solenoid valves on springs, 14 and 15 - valves, 16 - filter of an active filtration system, 17 - electric fan, 18 - filter passive filtration system, 19 - pipeline for the hearth and steam from the heat circuit to the heat exchange channels of the passive heat removal system through the regenerative heat exchanger, 20 - the pipeline for condensate return to the steam generator, 21 - the regenerative heat exchanger, 22 - the heat exchange channels of the regenerative heat exchanger, 23 - the output channels of the radioactive vapor-air mixture from the inter-shell space, 24 - pre-filter, 25 - exhaust pipe, 26 - deflector, 27 - passive heat removal system (SPOT).
Устройство для очистки межоболочечного пространства работает следующим образом.A device for cleaning the inter-shell space works as follows.
В режиме нормальной эксплуатации реакторной установки электромагнитные клапаны 12 и 13 находятся в закрытом положении, а вентили 14 и 15 - в открытом. Теплообменные каналы 22 в регенеративном теплообменнике 21 находятся в прогретом состоянии за счет пара, поступающего в них в небольшом количестве из парогенератора 5. Прогретое состояние массы трубчатки теплообменных каналов обеспечивает поддержание регенеративного теплообменника в постоянной готовности к работе после открытия электромагнитных клапанов 12 и 13 и закрытия вентилей 14 и 15.In normal operation of the reactor installation, the electromagnetic valves 12 and 13 are in the closed position, and the valves 14 and 15 are in the open. The heat exchange channels 22 in the regenerative heat exchanger 21 are in a heated state due to the steam entering them in a small amount from the steam generator 5. The heated state of the tube mass of the heat exchange channels ensures that the regenerative heat exchanger is in constant readiness for work after opening the electromagnetic valves 12 and 13 and closing the valves 14 and 15.
В проектных режимах работы энергоблока вентили 14 и 15 открыты, и разрежение в межоболочечном пространстве 3 создается за счет работы электровентилятора 17, причем эвакуируемая радиоактивная паровоздушная смесь проходит очистку на фильтре активной системы фильтрации 16.In the design operating modes of the power unit, the valves 14 and 15 are open, and the vacuum in the inter-shell space 3 is created due to the operation of the electric fan 17, and the evacuated radioactive vapor-air mixture is cleaned on the filter of the active filtration system 16.
При аварийных течах из тепловых контуров энергоблока в объеме внутренней защитной оболочки 1 повышается давление и возникает протечка радиоактивной паровоздушной среды в межоболочечное пространство 3, где активная система фильтрации в случае ее работы поддерживает разрежение электровентилятором 17, и радиоактивная паровоздушная смесь направляется к фильтру активной системы фильтрации 16.In case of emergency leaks from the thermal circuits of the power unit in the volume of the inner protective shell 1, the pressure increases and a radioactive vapor-air medium leaks into the inter-shell space 3, where the active filtration system maintains rarefaction by an electric fan 17 in case of its operation, and the radioactive vapor-air mixture is directed to the filter of the active filtration system 16 .
Если при аварийных ситуациях, связанных с утечками теплоносителя из первого контура (включая запроектные аварии), произошел отказ в работе активной системы вентиляции из-за полного отсутствия электроснабжения или из-за прекращения подачи электропитания на электровентилятор 17, в межоболочечном пространстве 3 возникает избыточное давление. В то же самое время происходит открытие электромагнитных клапанов 12 и 13 (автоматическое при полном обесточивании и с помощью оператора при потере электропитания на электровентиляторе 17), а также закрытие клапанов 14 и 15. Газовая среда из газгольдера (или емкости со сжатым газом или воздухом) 11 направляется в эжектор 6, где смешивается с газовой фазой, засасываемой эжектором из межоболочечного пространства через систему пассивной фильтрации. Вследствие этого происходит организованная эвакуация радиоактивной паровоздушной смеси из межоболочечного пространства. Так как масса трубчатки теплообменных каналов регенеративного теплообменника 22 содержится в постоянном прогретом состоянии за счет его подсоединения к тракту теплоносителя, происходит нагрев радиоактивной парогазовой смеси с осушением капельной влаги, содержащейся в смеси, и последующим перегревом всей газовой смеси. Далее эвакуируемая радиоактивная паровоздушная смесь проходит очистку на фильтре пассивной системы фильтрации 18. После эжектора 6 очищенная радиоактивная паровоздушная смесь поступает в вытяжную трубу 25. В результате работы эжектора 6 в межоболочечном пространстве 3 создается постоянное разрежение по отношению к атмосферному давлению. Благодаря созданию разрежения в межоболочечном пространстве 3 исключается неорганизованный выход радиоактивной паровоздушной смеси через наружную защитную оболочку 2 в окружающую среду без очистки, т.е. предотвращается загрязнение окружающей среды.If during emergency situations associated with coolant leaks from the primary circuit (including beyond design basis accidents), the active ventilation system fails due to a complete lack of power supply or due to a power outage to the electric fan 17, overpressure occurs in the inter-shell space 3. At the same time, the opening of the solenoid valves 12 and 13 (automatic when completely de-energized and with the help of the operator when the power is lost on the electric fan 17), as well as closing the valves 14 and 15. The gas medium from the gas holder (or containers with compressed gas or air) 11 is sent to the ejector 6, where it is mixed with the gas phase, sucked by the ejector from the inter-shell space through a passive filtration system. As a result of this, an organized evacuation of the radioactive vapor-air mixture from the inter-shell space occurs. Since the mass of the tube of the heat exchange channels of the regenerative heat exchanger 22 is kept in a constant heated state due to its connection to the heat carrier path, the radioactive vapor-gas mixture is heated with the drip moisture contained in the mixture drained and the whole gas mixture is overheated. Next, the evacuated radioactive vapor-air mixture is cleaned on the filter of the passive filtration system 18. After the ejector 6, the cleaned radioactive vapor-air mixture enters the exhaust pipe 25. As a result of the ejector 6 working in the inter-shell space 3, a constant vacuum is created with respect to atmospheric pressure. Due to the creation of rarefaction in the inter-shell space 3, the unorganized release of the radioactive vapor-air mixture through the outer protective shell 2 into the environment without purification is eliminated. pollution is prevented.
Предлагаемое устройство по отношению к ранее известным устройствам пассивной системы фильтрации имеет новое положительное свойство, заключающееся в том, что оно поддерживает разрежение в межоболочечном пространстве при полном обесточивании АЭС независимо от параметров эвакуируемой радиоактивной паровоздушной среды и технических характеристик фильтра очистки.The proposed device in relation to the previously known devices of the passive filtration system has a new positive feature, namely, that it supports a vacuum in the inter-shell space with a complete blackout of the nuclear power plant, regardless of the parameters of the evacuated radioactive vapor-air medium and the technical characteristics of the cleaning filter.
Технико-экономический эффект состоит в повышении безопасности АЭС вследствие предотвращения аварийных выбросов радиоактивной паровоздушной смеси при авариях (включая запроектные) на АЭС и обеспечении удержания активности в размерах санитарно-защитной зоны атомной станции.The technical and economic effect consists in increasing the safety of nuclear power plants by preventing accidental releases of the radioactive vapor-air mixture during accidents (including beyond design basis) at nuclear power plants and ensuring the retention of activity in the size of the sanitary protection zone of the nuclear power plant.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009145163/07A RU2408097C1 (en) | 2009-12-07 | 2009-12-07 | Cleaning device of inter-cover space |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009145163/07A RU2408097C1 (en) | 2009-12-07 | 2009-12-07 | Cleaning device of inter-cover space |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2408097C1 true RU2408097C1 (en) | 2010-12-27 |
Family
ID=44055896
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009145163/07A RU2408097C1 (en) | 2009-12-07 | 2009-12-07 | Cleaning device of inter-cover space |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2408097C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2579436C1 (en) * | 2014-10-29 | 2016-04-10 | Александр Прокопьевич Зиновьев | System for automatic control and regulation of environmental safety of emissions of high-temperature gases, steam with particulates and radioactive dust during accident at nuclear reactors |
| RU2598865C2 (en) * | 2011-06-02 | 2016-09-27 | Вестингхаус Электрик Компани Ллс | Passive filtration system of fuel loading zone |
| CN109049399A (en) * | 2018-07-01 | 2018-12-21 | 周元忠 | Filter for the production of porous molded item |
| CN113113160A (en) * | 2021-04-02 | 2021-07-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | Containment top gate leakage filtering system |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1081673A (en) * | 1963-12-16 | 1967-08-31 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to pressurised nuclear reactor installations |
| GB1273559A (en) * | 1968-08-08 | 1972-05-10 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in liquid cooled nuclear reactor pressure vessel |
| SU1829697A1 (en) * | 1991-05-08 | 1995-06-09 | Институт ядерной энергетики АН БССР | System of passive safety of atomic power station |
| RU9658U1 (en) * | 1998-07-17 | 1999-04-16 | Михеев Николай Борисович | PASSIVE ACTION DEVICE FOR CLEANING AN EMERGENCY RESET OF A RADIOACTIVE STEAM-GAS MIXTURE IN A CONDITION OF A DESIGN-BASED EMERGENCY REACTOR ACCIDENT |
| RU2255387C1 (en) * | 2003-10-02 | 2005-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" | Containment leaks cleaner |
-
2009
- 2009-12-07 RU RU2009145163/07A patent/RU2408097C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1081673A (en) * | 1963-12-16 | 1967-08-31 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to pressurised nuclear reactor installations |
| GB1273559A (en) * | 1968-08-08 | 1972-05-10 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in liquid cooled nuclear reactor pressure vessel |
| SU1829697A1 (en) * | 1991-05-08 | 1995-06-09 | Институт ядерной энергетики АН БССР | System of passive safety of atomic power station |
| RU9658U1 (en) * | 1998-07-17 | 1999-04-16 | Михеев Николай Борисович | PASSIVE ACTION DEVICE FOR CLEANING AN EMERGENCY RESET OF A RADIOACTIVE STEAM-GAS MIXTURE IN A CONDITION OF A DESIGN-BASED EMERGENCY REACTOR ACCIDENT |
| RU2255387C1 (en) * | 2003-10-02 | 2005-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" | Containment leaks cleaner |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2598865C2 (en) * | 2011-06-02 | 2016-09-27 | Вестингхаус Электрик Компани Ллс | Passive filtration system of fuel loading zone |
| RU2579436C1 (en) * | 2014-10-29 | 2016-04-10 | Александр Прокопьевич Зиновьев | System for automatic control and regulation of environmental safety of emissions of high-temperature gases, steam with particulates and radioactive dust during accident at nuclear reactors |
| CN109049399A (en) * | 2018-07-01 | 2018-12-21 | 周元忠 | Filter for the production of porous molded item |
| CN109049399B (en) * | 2018-07-01 | 2020-07-10 | 中山市创汇环保包装材料有限公司 | Filter for the production of porous molded parts |
| CN113113160A (en) * | 2021-04-02 | 2021-07-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | Containment top gate leakage filtering system |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN102881342A (en) | Active and passive combined heat removal device for containment | |
| CN102522127A (en) | Passive containment thermal conduction system | |
| CN109243634B (en) | Reactor safety system | |
| RU2408097C1 (en) | Cleaning device of inter-cover space | |
| CN107945891A (en) | A kind of system for having the function of in reactor core fusant heap to be detained and out-pile is detained | |
| CN214377694U (en) | Emergency waste heat discharge system of reactor | |
| CN103137222B (en) | Self-starting gas discharge with long-term water seal | |
| CN101814326A (en) | Pressure water reactor nuclear power plant high-radioactivity waste gas normal-temperature delay treatment complete equipment | |
| KR101535479B1 (en) | Depressurization system of reactor coolant system and nuclear power plant having the same | |
| CN107170493A (en) | A kind of passive containment thermal conduction system | |
| SA120420218B1 (en) | Long-term cooling system in nuclear plant and method using the same | |
| CN116364318A (en) | Sodium Cooled Reactor Systems | |
| CN106531243B (en) | A modular small pressurized water reactor accident waste heat removal system and workshop | |
| JP5965996B2 (en) | Passive cooling system for spent fuel | |
| CN104078086A (en) | Active and passive combined containment sump water cooling system | |
| CN102768866A (en) | Inclusion body negative pressure exhaust system | |
| JP5687440B2 (en) | Reactor containment heat removal apparatus and heat removal method | |
| CN103956195B (en) | Active and passive combination containment heat removal system | |
| CN105107360A (en) | Emergency drain-off system for thermal power plant denitration system ammonia area liquid ammonia | |
| US3105028A (en) | Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system | |
| CN113593731B (en) | Passive containment depressurization filtration system | |
| CN107170492A (en) | It is a kind of to reduce npp safety shell leak materials temperature and the system of wherein radionuclide amount | |
| CN204010703U (en) | A kind of containment sump water cooling system of active, non-active combination | |
| RU2383068C1 (en) | Device for removing radioactive vapour-gas mixture from inter-shell space | |
| RU2408096C1 (en) | Cleaning device of emergency discharge of radioactive steam-gas mixture from nps protective cover |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |