DE2931140A1 - Druckentlastung fuer kernreaktoren im stoerfall - Google Patents

Druckentlastung fuer kernreaktoren im stoerfall

Info

Publication number
DE2931140A1
DE2931140A1 DE19792931140 DE2931140A DE2931140A1 DE 2931140 A1 DE2931140 A1 DE 2931140A1 DE 19792931140 DE19792931140 DE 19792931140 DE 2931140 A DE2931140 A DE 2931140A DE 2931140 A1 DE2931140 A1 DE 2931140A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
pressure relief
coolant
cyclone
washing
cooling circuit
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Granted
Application number
DE19792931140
Other languages
English (en)
Other versions
DE2931140C2 (de
Inventor
Fritz Dipl Ing Schweiger
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hochtemperatur Kernkraftwerk GmbH
Original Assignee
Hochtemperatur Kernkraftwerk GmbH
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 Hochtemperatur Kernkraftwerk GmbH filed Critical Hochtemperatur Kernkraftwerk GmbH
Priority to DE2931140A priority Critical patent/DE2931140C2/de
Priority to GB8018871A priority patent/GB2055241B/en
Priority to FR8014057A priority patent/FR2462763A1/fr
Priority to IT49157/80A priority patent/IT1127509B/it
Priority to NLAANVRAGE8004064,A priority patent/NL185110C/xx
Priority to BE0/201436A priority patent/BE884354A/fr
Priority to JP10634480A priority patent/JPS5622995A/ja
Publication of DE2931140A1 publication Critical patent/DE2931140A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2931140C2 publication Critical patent/DE2931140C2/de
Priority to US06/628,140 priority patent/US4661312A/en
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

293ΊΗ0
Die Erfindung betrifft eine Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall, insbesondere für Leichtwasserreaktoren und heliumgekühlte Hochtemperatur-Reaktoren.
Für Leichtwasserreaktoren und in Zukunft auch für Hochtemperatur-Reaktoren sind geschlossene Schutzbehälter vorgeschrieben, die bei einem Defekt am Reaktordruckbehälter bzw. dessen Rohrleitungen zur Aufnahme des ausströmenden Kühlmittels, wie Wasserdampf oder Helium, bestimmt sind. Diese Kühlmittel können gasförmige oder feste, radioaktive Spaltprodukte oder auch sonstige aktivierte Substanzen enthalten. Im Störfall ist der Schutzbehälter demnach mit einem mehr oder weniger radioaktiven Kühlmittel gefüllt, das unter hohem Druck steht und eine relativ hohe Temperatur aufweist und somit den Zutritt für das Bedienungspersonal, selbst wenn dieses Schutzkleidung oder Atemgeräte trägt, unmöglich macht. Im Störfall ist die Zugänglichkeit des Schutzbehälters jedoch von Vorteil, um den Reaktor auch durch manuelle Bedienung vor Ort in einen sicheren Betriebszustand überführen zu können.
Weiterhin ist es notwendig, beispielsweise bei einem Ausfall aller Wärmesenken für das Kühlmittel, ein Abführen der Wärme aus dem Reaktordruckbehälter über eine Notkühlung zu ermöglichen, bevor der Primärkreislauf versagt oder die Brennelemente im Reaktorkern zerstört werden. Um eine Überhitzung der Brennelemente zu verhindern, kann dem Reaktordruckbehälter ein Kühlmittel in einem sogenannten offenen Kreislauf nachgespeist werden. Allerdings ist es nicht zulässig, das mit radioaktiven Bestandteilen verunreinigte Kühlmittel in die Atmosphäre abzugeben.
Druckentlastungen sind dazu bestimmt, bei einem Störfall den Druck im Reaktordruckbehälter und/oder gegebenenfalls in einem den Reaktordruckbehälter aufnehmenden Schutzbehälter abzusenken.
130008/0277
Derzeit sind verschiedene Einrichtungen bekannt, die ihren unterschiedlichen Aufgaben, wie der Reinigung des Kühlmittels bzw. der Schutzbehälteratmosphäre oder auch der Druckentlastung von Schutzbehältern entsprechend zum Teil nur für den Betriebsfall vorgesehen sind.
Bekannt sind Abluftanlagen für Schutzbehälter im Betriebsfall, bei denen - um die Abluftanlage in kleinen Abmessungen zu halten - in einem sogenannten Umluftverfahren innerhalb des Schutzbehälters Luft abgesaugt, in Filtern gereinigt und repetiert wird. Deshalb durchströmt nur eine geringe, möglicherweise mit radioaktivem Gas oder Staub verunreinigte Menge Luft langsam einen Filter der Abluftanlage und wird nach der Reinigung der Atmosphäre zugeführt, um im Innern des Schutzbehälterss einen geringen Unterdruck zu erzeugen. Die bekannten Filter besitzen jedoch für den Störfall eine zu geringe Kapazität und sind außerdem nicht zum Filtern der bei einem Störfall möglicherweise zusammen mit großen Dampfmengen austretenden Spaltprodukte wie z. B. Jod, Cäsium und Strontium geeignet.
Weiterhin sind Entgasungseinrichtungen für Leichtwasser- und Druckwasserreaktoren bekannt, bei denen während des Betriebes im Wasser/Dampfkreislauf mit Hilfe einer Vakuumpumpe aus dem Kühlmittel in einem Turbinenkondensator Luft und Gas zur Vakuumverbesserung^ abgezogen und über Filter an die Atmosphäre abgegeben werden. Als Filter dienen sogenannte Filter-Absorber, in denen Edelgase, wie Krypton und Xenon bis zu ihrem natürlichen Zerfall zurückgehalten werden. Diese Filter sind gekühlt, um die Zerfallswärme abzuführen .und aufgrund der geringen Temperatur eine bessere Absorption zu erreichen. Diese Filter sind ebenfalls nicht zum Filtern der bei einem Störfall in größeren Mengen austretenden Spaltprodukte geeignet.
130008/0277
2931H0
Bei bekannten Druckentlastungen für Kernreaktoren wird des weiteren im Störfall mit Hilfe von Sprühsystemen das aus einem Leck des Reaktordruckbehälters oder der Rohrleitungen des Primärkreislaufes ausströmende Kühlmittel im Innern des Schutzbehälters niedergeschlagen. Das Sprühwasser wird von Pumpen aus einem: Wasserbehälter und nach Erschöpfung seines Vorrates, aus dem Schutzbehältersumpf angesaugt, in Kühlern abgekühlt und anschließend wieder in den Schutzbehälter eingesprüht, um den Kühlmitteldampf zu kondensieren und damit den Druck zu senken. Bei Druckwasserreaktoren dient aus kernphysikalischen Gründen boriertes Wasser, d.h-. Wa&ser mit 2000 bis 3000 ppm Bor als Sprühmittel, das die mit dem Kühlmittel in den Schutzbehälter gelangten Spaltprodukte auswaschen soll. Um eine bessere Wasserlöslichkeit von Jod zu erreichen, werden dem Wasser beispielsweise Natriumhydroxid oder Natriumthiosulfat beigegeben. Bei diesen Spaltprodukten sind die auswaschbaren, wie z.B. Cäsium, Strontium und Barium, sowie das aufgrund der relativ hohen Kühlmitteltemperatur bedingt auswaschbare gasförmige Jod, von den nur schwer auswaschbaren Spaltprodukten, wie den Edelgasen Xenon und Krypton, und- gegebenenfalls Methyljodid zu unterscheiden. Die Edelgase und das Methyljodid gehen bei der Kondensation bzw. dem- Verdampfen der Kühlflüssigkeit kaum in das Gas bzw. die Flüssigkeit über. Dabei bildet sich das Methyljodid erst nach einiger Zeit, wenn elementares Jod mit organischen Stoffen wie Ölen und Fetten im Schutzbehälter unter Temperatureinwirkung reagiert. Das gasförmige Jod wird von dem Sprühsystem mit einem Wirkungsgrad von 99% in dem mit Zusätzen versehenen Sprühmittel gelöst und ausgewaschen ^ DeT Jodanteil verringert sich im Laufe der Zeit aber auch- infolge natürlicher Ablagerung auf den vom Jod benutzten Oberflächen. Dagegen läßt, sich- das MethylJbdtd erheblich schlechter - auswaschen als das elementare Jod,
130008/0277
Die bekannten Druckentlastungssysteme weisen den Nachteil auf, daß die verwendeten Sprühmittel die feuchten Bauteile im Innern des Schutzbehälters korrodieren. Der Korrosionsgrad ist dabei abhängig von dem jeweiligen Sprühmittel und den darin enthaltenen chemischen Zusätzen. Eine Borlösung greift insbesondere Zink und Anstriche an. Durbh Borax-Lösungeri werden Aluminiumlegierungen, und durch Natriumthiosulfat-Lösungen insbesondere Aluminium und Kupfer stark angegriffen. Das Ausmaß der Korrosion wird durch das Besprühen der Bauteile im Vergleich zum
Eintauchen noch verstärkt. In dem Fall können bei der Korrosion unlösliche Korrosionsprodukte entstehen, die durch Ablagerungen an wichtigen Bauteilen besonders nachteilig wirken können.
Bei dieser Druckentlastung liegt ein weiterer Nachteil darin, daß die durch das Besprühen bewirkte Korrosion, insbesondere von Aluminium und Zink, zu einer Wasserstoffbildung im Schutzbehälter führt, die die kritische Konzentration von 4-Volumen-% übersteigen kann. Dies erhöht die Gefahr im Störfall. Um die- kritische Wasserstoff-Konzentration zu verhindern, müßte der Schutzbehälter belüftet und dabei ein wenngleich kontrolliertes Freisetzen von Spaltprodukten in Kauf genommen werden.
Weiterhin bewirkt das Sprühmittel ein Kondensieren des im Störfall in den Schutzbehälter gelangenden Kühlmittels, insbesondere auch nach dem Abpumpen des bereits kondensierten Kühlmittels. Infolgedessen kann im Schutzbehälter ein Unterdruck entstehen. Bekannte Schutzbehälter sind zwar so ausgelegt, daß sie Einwirkungen von Außen wie auch einem Überdruck im Innern widerstehen; sie können jedoch nicht für einen größeren Unterdruck im Irinenraum ausgelegt werden.
130008/0277
Des weiteren erweist es sich als nachteilig, daß das im Schutzbehältersumpf befindliche SprUhmittel wieder dem Sprühsystem zugeführt wird. Dadurch gelangen die im Sprühmittel gelösten Spaltprodukte, beispielsweise Jod, beim erneuten Versprühen wieder in die Atmosphäre des Schutzbehälters. Infolgedessen wird der Wirkungsgrad des Auswaschens der radioaktiven Produkte verschlechtert.
Ein weiterer Nachteil der bekannten Druckentlastungen besteht darin, daß im Störfall der mit einem unter Umständen radioaktiven Kühl- bzw. Sprühmittel gefüllte Schutzbehälter für das Bedienungspersonal nicht zugänglich ist.
Bei den heute bekannten mit Helium gekühlten Hochtemperatur-Reaktoren ist eine Kondensation des Heliums indiskutabel. Seine betrieblichen radioaktiven Verunreinigungen sind so gering, daß es ungereinigt an die Atmosphäre abgegeben werden darf. Die Verunreinigungen können allerdings im Störfall höher liegen, wenn beispielsweise ein Rohrreißer in einem der Dampferzeuger auftritt und hochgespannter Dampf in den mit Helium gefüllten Primärkreislauf einströmt. Deshalb ist z. B. ein Hochtemperatur-Reaktor bekannt, bei dem den Überdruckventilen des Primärkreislaufes sogenannte Mischkühler nachgeschaltet sind, in deren Wasservorlage der Dampf kondensiert wird, während sich das Helium in diesem Behälter über der Wasservorlage sammelt.
Bei einem weiteren bekannten Hochtemperatur-Reaktor sind keine Überdruckventile vorhanden, weil nach dem Reißen ein&s Rohres in einem der dampferzeuger der in den Primärkrers eintretende Dampf durch betriebliche Maßnahmen an den restlichen fünf Dampferzeugern kondensiert werden kann, so daß eine unzulässige Druckerhöhung vermieden
130008/0217
.2931HO
- ίο -■
wird. Von diesen Einrichtungen wird allerdings erwartet, daß sie unbedingt sicher funktionieren. Solche Einrichtungen sind daher technisch sehr aufwendig und teuer.
Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, in einem den geschlossenen Schutzbehälter unter Druck setzenden Störfall eine andere Möglichkeit zur Druckentlastung und bei einem Reaktordruckbehälter gegebenenfalls einen andere Möglichkeit zur Notkühlung zu schaffen, wobei die oben beschriebenen Nachteile einer Entlastung eines Schutzbehälters durch Sprühsysteme oder gar einer freien Entlastung eines Reaktordruckbehälters sowie gegebenenfalls offener Kühlmittelnachspeisung mit der Abgabe radioaktiver Bestandteile des Kühlmittels an die Atmosphäre vermieden werden sollen.
Dar Grundgedanke der Losung dieser Aufgabe besteht dariny ein Druckentlastungssystem zu schaffen, das gleichzeitig die Wirkung eines Filters entfaltet.
Im Falle des Druckanstiegs im Reaktordruckbehälter bzw. im Schutzbehälter soll demgemäß die Druckentlastung eine Reinigung des Kühlmittels unter gleichzeitigem Druckabbau bewirken- Die Druckentlastung muß dabei so ausgelegifsein, daß der Druckbehälter des Primärkreislaufes bzw. der diesen umgebende Schutzbehälter den Vorschriften entsprechend bezüglich der radioaktiven Spaltprodukte geschlossen bleibt, das von radioaktiven Produkten weitgehend gereinigte Kühlmittel aber an die Atmosphäre abströmen kann. Weiterhin sollte der Schutzbehälter von Kühlmitteln im wesentlichen frei bleiben. Darüberhinaus soll weitgehend der Kontakt des ungewaschenen, möglicherweise elementares Jod enthaltenden Kühlmittels mit Öl oder Fett von den Hilfseinrichtungen des Reaktors im -Reaktorschutzbehälter vermieden werden.
13UQ08/0277
2931H0
Diese Aufgabe wird dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß dem Reaktordruckbehälter und/oder dem Schutzbehälter eine Druckentlastungsstation nachgeschaltet ist, in der das Kühlmittel gewaschen wird.
Die erfindungsgemäße Druckentlastung kann eine Druckentlastungsstation aus zwei hintereinandergeschalteten Zyklonen aufweisen. Der dem Reaktordruckbehälter und/oder Schutzbehälter nachgeordnete Zyklon kann beispielsweise als Waschzyklon ausgebildet sein, in dem das als Gas und/oder Dampf vorliegende Kühlmittel in eine Rotationsbewegung versetzt wird, so daß unter dem Einfluß der Zentrifugalkraft im Kühlmittel enthaltene Staubpartikel oder Wassertropfen .an die Zyklonwandung geschleudet und nach unten abgeführt werden. In der Zyklonachse kann ein Düsensystem angeordnet sein, das radial, also in Richtung der Zentrifugalkräfte, eine Waschflüssigkeit, beispielsweise Wasser, einspritzt. Im Waschzyklon soll der Kühlmitteldampf im Gegensatz zu Sprühanlagen nicht kondensieren, sondern ihm soll mit einer wesentlich geringeren Flüssigkeitsmenge nur die Überhitzungswärme entzogen werden, so daß Naßdampf mit einer Temperatur unter 1000C entsteht.
Hinter dem Waschzyklon ist ein Trocknerzyklon angeordnet, in dem die Restfeuchte durch die Zentrifugalkräfte aus dem Kühlmittel ausgeschleudert wird.
Zwischen den Reaktordruckbehälter und/oder den Schutzbehälter und den Wäschezyklon kann eine Flüssigkeitsvorlage geschaltet sein. Das vom Reaktordruckbehälter und/oder Schutzbehälter kommende Kühlmittel .wird zur Verhinderung von sogenannten Wasserschlägen über ein tief unterhalb des Flüssigkeitsspiegels der Vorlage angeordnetes Düsensystem in die Vorlage eingeleitet. Die Vorlage kann aufgrund einer eirt-
130008/0277
2931 UO
sprechend gewählten Höhe der Flüssigkeitssäule über den Kühlmittel-Austrittsdüsen als Überdruckventil für den Schutzbehälter, insbesondere beim Hochtemperatur-Reaktor benutzt werden.
Die Vorlage ist von Vorteil, weil im ungestörten Betrieb ein unkontrolliertes Ausströmen der im Schutzbehälter enthaltenen Luft verhindert wird, so daß der übliche bekannte Unterdruck im Schutzbehälter nicht gestört wird. Die Wasservorlage hat den Vorteil, daß die Nachteile eines mechanischen Überdruckventils, wie z. B. Klemmen oder Undichtwerden, entfallen.
Vorzugsweise gewährleistet die Höhe der Flüssigkeitssäule in dem Vorlagebehälter in Verbindung mit dem Schutzbehälter-Volumen, daß eine in einen Kühlkreislauf für die Waschflüssigkeit des Waschzyklons geschaltete Umwälzpumpe anlaufen kann, bevor das Kühlmittel die Flüssigkeitsvorlage im Behälter durchbricht und in den Gassammeiraum de& Vorlagebehälters gelangt.
Bei einer Druckentlastung für Reaktordruckbehälter muß der Vorlage allerdings ein Überdruckventil vorgeschaltet sein. In diesem Fall kann ein Meldekontakt am Überdruckventil die Umwälzpumpe im Kühlkreislauf des Waschzyklons vor dem Ansprechen des Überdruckventils einschalten.
Die Vorlage bedeutet insbesondere bei gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktoren eine optimale quasi homogene Wärmesenke für das Kühlmittel.
Bei einem heliumgekühlten, graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktor kann der Reinigungseffekt der Vorlage für die Spaltprodukte Jod, Xenon und Krypton vernachlässigt werden. In diesem Fall reichen die beiden hintereinandergeschal-
130008/0277
teten Zyklone zum Reinigen des Kühlmittels aus. Der Waschzyklon wird dabei mit einer Waschflüssigkeit, vorzugsweise Wasser betrieben. Ein Zusatz von Chemikalien, um Jod wasserlöslich und damit auswaschbar zu machen, ist möglich, aber nicht notwendig, weil bei Hochtemperatur-Reaktoren "bisher Jod im Kühlmittel nur in vernachlässigbaren Mengen nachgewiesen werden konnte.
Für die Reinigung des Kühlmittels von Kohlenstoffstaub, an den in der Regel radioaktive Spaltprodukte angelagert sind, ist die Vorlage von besonderer Bedeutung.
Die als Kühler und Staubabscheider dienende Vorlage und der Waschzyklon sind mit getrennten Kühlkreisläufen versehen. In diesen Kühlkreisläufen wird die Vorlageflüssigkeit bzw. die Waschflüssigkeit über Gasabscheider, Kühler und Ionenaustauscher geleitet. Die Gasabscheider können mit betrieblich bereits vorhandenen Rückhalteanlagen für aus der Kühlflüssigkeit abgetrennte Edelgase verbunden sein. Vorzugsweise können die Ionenaustauscher als Anschwemmfilter mit angeschwemmten Pulverharzen ausgeführt sein.
Vorzugsweise handelt es sich insbesondere im Falle von Leichtwasserreaktoren bei der im Kühlkreislauf des Waschzyklons umlaufenden Flüssigkeit um Wasser-, in dem -Chemikalien zum Auswaschen des radioaktiven Spaltstoffs Jod gelöst sind. Als Chemikalien hierfür eignen sich neben xien bereits genannten Verbindungen wie Natriumhydroxid und Natriumthiosulfat auch Natriumiodid und Kaliumiodid,
In den Kühlkreislauf des Waschzyklons kann aus einem Vorratsbehälter Waschflüssigkeit eingespeist werden, um einen Verlust von zusammen mit dem Kühlmittel aus dem Zyklon abströmender Waschflüssigkeit auszugleichen.
13 0008/0277
Bei einer bevorzugten Ausführung der erfindungsgemäßen Druckentlastung kann das aus der Druckentlastungseinrichtung kommende Kühlmittel, insbesondere bei Hochtemperatur-Reaktoren, in die Atmosphäre abgegeben werden. Das dampfförmige Kühlmittel von Leichtwasserreaktoren kann ebenfalls der Atmosphäre zugeführt werden.
Bei einer weiteren Ausführung kann das gekühlte, gereinigte und getrocknete Kühlmittel Sprühteichen zum Entfernen chemischer Zusätze wie Säuren, Laugen, Salze zugeführt werden.
Des weiteren ergibt sich, daß der Reaktordruckbehälter und/oder der Schutzbehälter aufgrund der erfindungsgemäßen Druckentlastung hinsichtlich des Kühlmittelabzugs offen, aber bezüglich der im Kühlmittel enthaltenen Spaltprodukte aufgrund der Abtrennvorrichtungen der Druckentlastung als geschlossen anzusehen ist.
Die .Erfindung wird nachfolgend an Hand eines in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiels des näheren erläutert. Die Zeichnung zeigt ein Funktionssehaubild einer Druckentlastung.
Eine mit dem -Reaktordruckbehälter und/oder dem Schutzbehälter verbundene Kühlmittelzufuhr 1 ist mit einem Düsensystem 2 in einem Behälter 3 mit einer Flüssigkeits- bzw. Wasservorlage 4 tief unterhalt) des Flüssigkeitsspiegeis 5 angeordnet. Der Vorlagebehälter 3 weist oberhalb des Flüssigkeitsspiegels 5 einen Gas- bzw. Luftsammeiraum 6 mit einer Kühlmittelleitung 7 auf. Der Vorlagebehälter 3 ist mit einem Kühlkreislauf 8 aus einer Umwälzpumpe 9, einem Gasabscheider 10, einem Kühler 11 und einem Ionenaus-
130008/0277
tauscher 12 für die Vorlageflüssigkeit 4 versehen. Die Kühlmittelleitung 7 ist mit einem Waschzyklon 13 verbunden. Eine Waschflüssigkeitsleitung 14 ist mit einem Düsensystem 15 in der Achse des über eine Abflußleitung 16 mit einem Behälter 17 für die Waschflüssigkeit 18 verbundenen Waschzyklons 13 angeordnet. Der Waschflüssigkeitsbehalter 17 ist über einen Kühlkreislauf 19 aus einer Umwälzpumpe 20, einem geschlossenen Gasabscheider 21, einem Kühler 22, einem Ionenaustauscher 23 und der Flüssigkeitsleitung 14 mit dem Düsensystem 15 im Waschzyklon 13 verbunden. Von dem Waschzyklon 13 führt eine Kühlmittelleitung 24 zu einem Trocknerzyklon 25, der einen Kühlmittelabzug 26 aufweist und über eine Abflußleitung 27 mit einem Behälter 28 zum Abscheiden der Restfeuchte 29 aus dem Kühlmit-. tel verbunden ist.
Das vom Reaktordruckbehälter und/oder Schutzbehälter kommende Kühlmittel gelangt in den Vorlagebehälter 3 mit dem oberhalb des Flüssigkeitsspiegels 5 angeordneten Gassammelraum 6 über die Kühlmittelzufuhr 1 mit einem tief unterhalb des Flüssigkeitsspiegels 5 angeordneten · Düsensystem 2 in die Vorlageflüssigkeit 4. Die Vorlageflüssigkeit 4 kann bei einer dem Kühlmitteldruck entsprechenden Höhe der Flüssigkeitssäule über den Kühlmittel-Austrittsdüsen 2 als Überdruckventil für den Schutzbehälter fun-
gieren. Wenn die Druckentlastung dem Reaktordruckbehälter nachgeordnet ist, muß der Vorlage ein Überdruckventil vorgeschaltet sein. In diesem Fall vermag die Vorlageflüs-' sigkeit 4 den Reaktordruckbehälter nicht allein abzudichten.
Bei einer Druckentlastung für Hochtemperatur-Reaktoren lassen sich nahezu alle festen Spaltprodukte nach einem aus der deutschen Patentanmeldung P 26 01 460.8 bekannten Verfahren zum Abtrennen unerwünschter Verunreinigungen aus dem Kühlmittel Helium an Graphitstaub anlagern. Ausge-
130008/0277
nommen von dieser Anlagerung sind nur Jod und Quecksilber, die allerdings bei Hochtemperatur-Reaktoren nur in geringen, im Bereich der Atemluftqualität liegenden Konzentrationen anfallen.
In der Vorlageflüssigkeit 4 werden wasserlösliche Spaltprodukte wie Cäsium und Strontium, und gegebenenfalls an Kohlenstoffstaub angelagerte radioaktive Isotope aus dem Kühlmittel entfernt. Die Vorlageflüssigkeit 4 wird mit den darin enthaltenen Verunreinigungen durch die Umwälzpumpe 9 in den Kühlkreislauf 8 abgezogen. In dem Gasabscheider 10 sammeln sich von der Vorlageflüssigkeit 4 mitgerissene Kühlmittelgase. Weiterhin werden die durch Hydratbildung der Vorlageflüssigkeit angelagerten Edelgase, wie Xenon und Krypton, abgetrennt. Diese Hydrate sind zwar extrem wasserlöslich, aber nicht stabil, so daß ein großer Teil der Edelgase ebenso wie das Kühlmittel durch die Vorlageflüssigkeit 4 in den Gassammeiraum 6 gelangt. Im Kühlkreislauf 8 wird die Vorlageflüssigkeit 4 nach dem Durchströmen des Gasabscheiders 10 in dem Kühler 11 abgekühlt und anschließend einem Ionenaustauscher 12 zugeführt. In diesem Ionenaustauscher 12 werden alle festen Spaltprodukte wie Cäsium und Strontium durch einen Anschwemmfilter mit angeschwemmten Pulverharzen aus der Vorlageflüssigkeit 4 abgetrennt. Die gereinigte und gekühlte Vorlageflüssigkeit 4 wird anschließend in den Behälter 3 zurückgeleitet.
Das gereinigte und vorgekühlte, als Gas und/oder Dampf im Gassamme1raum 6 vorliegende Kühlmittel wird über die Kühlmittelleitung 7 aus dem Behälter 3 abgezogen und dem Waschzyklon 13 zugeführt, in dem die im Kühlmittel noch enthaltenen Staubpartikel oder Wassertropfen abgeschieden werden.
130008/0277
Dem Kühlmitteldampf wird durch Einspritzen von Waschflüssigkeit, beispielsweise Wasser, Wärme entzogen, so daß Naßdampf mit einer Temperatur unter 100 C und starker Neigung zur Kondensationskernbildung entsteht. Bei der im Kühlkreislauf des Waschzyklons 13 umlaufenden Flüssigkeit handelt es sich um Wasser, in dem z. B. Kaliumjodid gelöst ist. In dem dampfförmigen Kühlmittel ist das aufgrund der Kühlmitteltemperatur gasförmige, nicht wasserlösliche Spaltprodukt Jod enthalten. Der Kaliumjodidzusatz in der Waschflüssigkeit macht das Jod nach der Formel KJ χ J„ ^ "v K J ' J~ wasserlöslich. Demzufolge kann das Jod im Waschzyklon 13 aus dem Kühlmittel ausgewaschen werden.
Die im Kühlmittel enthaltenen festen Spaltproduktpartikel wie Cäsium und Strontium bilden Kondensationskerne, an denen sich auch kleinste im Kühlmittel enthaltene Wassertropfen ebenso wie an Staub anlagern und aus dem Kühlmittel ausgewaschen werden können.
Die radioaktiven Edelgase Xenon und Krypton können im Waschzyklon 13 mit der Waschflüssigkeit Hydrate bilden, die wasserlöslich sind und mit den Wassertropfen aus dem Kühlmittel ausgeschleudert werden. Nur ein Rest der radioaktiven Edelgase kann mit dem gewaschenen Kühlmittel, i-n dem durch Sprühverlust; Waschflüssigkeit enthalten sein kann, aus dem ¥aschzyklon 13 in die Kühlmittelleitung 24 abströmen.
Um den WaschflüssigkeitsverluBt im Waschzyklon auszugleichen, wird dem Kühlkreislauf 19 des Waschzyklons 13 aus einem Vorratsbehälter Flüssigkeit zugeführt-.
Die Waschflüssigkeit gelangt aus dem Waschzyklon 13 über eine Abflußleitung 16 in den Behälter 17. Aus dem Behäl-
130008/0277
2931H0
ter 17 wird die Waschflüssigkeit über einen Kühlkreislauf 19 durch eine Leitung 14 von einer Umwälzpumpe 20 abgezogen. In einem geschlossenen Gasabscheider 21 werden vorzugsweise radioaktive Edelgase, wie Xenon und Krypton, sowie Luft aus der Waschflüssigkeit abgetrennt, die anschließend in dem geschlossenen Kühler 22 abgekühlt und danach dem Ionenaustauscher 23 mit dem Anschwemmfilter zum Abtrennen der Spaltprodukte aus der Waschflüssigkeit zugeführt. Die gereinigte und gekühlte Waschflüssigkeit gelangt durch die Leitung 14 über das Düsensystem 15 wieder in den Waschzyklon 13.
Das gereinigte und gekühlte Kühlmittel wird durch die Kühlmittelleitung 24 dem Trocknerzyklon 25 zugeführt, in dem die Restfeuchte und die darin enthaltenen radioaktiven Produkte aus dem Kühlmittel ausgeschleudert werden. Dieses ausgeschleuderte Wasser wird über die Abflußleitung 27 aus dem Trocknerzyklon 25 in den Behälter 28 für die Restfeuchte 29 abgeführt.
Das gereinigte, gekühlte und ^getrocknete dampfförmige bzw. gasförmige Kühlmittel verläßt über den Kühlmitte1-abzug 26 den Trocknerzyklon 25 und kann Sprühteichen zugeführt werden, in denen aus: dem Kühlmittel gegebenenfalls noch chemische Zusätze wie Säuren, Laugen., Salze entfernt werden können., oder es 4cann, wenn es sich um einen Leichtwasserreaktor handelt, als Dampi oder im F-alle eines Hochtemperatur-Reaktors alB gekühltes-, gereinigtes Gas, ΐβϊ-spielsweise Helium, der Atmosphäre in bereits zulässiger Weise zugeführt werden.
130008/0277

Claims (1)

  1. 2931Η0
    Hochtemperatur-Kernkraftwerk (SabH (H K G) Siegenbeckstraße 10, 4700 Hamm
    "Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall"
    Patentansprüche:
    1. Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall, insbesondere für Leichtwasserreaktoren und heliumgekühlte Hochtemperatur-Reaktoren, mit einer dem Reaktordruckbehälter und/oder einem Schutzbehälter nachgeschalteten Druckentlastungsstation, dadurch gekennzeichnet, daß die Druckentlastungsstation (1 bis 26) Mittel zur Reinigung des Primärkühlmittels aufweist.
    2. Druckentlastung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Druckentlastungsstation zwei hintereinander geschaltete Zyklonen (13, 25) aufweist, von denen der dem Reaktordruckbehälter und/oder Schutzbehälter nachgeordnete als Waschzyklon (13) ausgebildet ist, während der andere ein Trocknerzyklon (25) ist.
    3. Druckentlastung nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch eine zwischen den Reaktordruckbehälter und/oder den Schutzbehälter und den Waschzyklon (13) geschaltete Flüssigkeitsvorlage (3, 4, 6).
    4. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, gekennzeichnet durch einen Kühlkreislauf (19) für den Waschzyklon (13)·
    1 3 G 0Ό 8/-0 277"
    Λ.·.^Ο'- ■ : 2931 HO
    Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, gekennzeichnet durch einen Kühlkreislauf (8) für die Vorlage (3, 4, 6).
    Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, gekennzeichnet durch den über eine Abflußleitung (16) einem Waschflüssigkeitsbehälter (17) . mit dem Kühlkreislauf (19) verbundenen Waschzyklon (13).
    Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 6, gekennzeichnet durch je einen sowohl in den Kühlkreislauf (8) der Vorlage (3, 4, 6) als auch in den Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) geschalteten Gasabscheider ( 10, 21).
    Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 7, gekennzeichnet durch je einen sowohl in den Kühlkreislauf (8) der Vorlage (3, 4, 6) als auch in den Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) in der Fließrichtung der Flüssigkeit des jeweiligen Kühlkreislaufes hinter den Gasabscheider (10, 21) geschalteten Kühler (11, 22).
    Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 8, gekennzeichnet durch je einen sowohl in den Kühlkreislauf (8) der Vorlage (3, 4, 6) als auch in den Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) in der Fließrichtung der Flüssigkeit des jeweiligen Kühlkreislaufes hinter den Kühler (11, 22) geschalteten Ionenaustauscher (12, 23).
    Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 9, gekennzeichnet durch mit einer Edelgas-Rückhalteanlage verbundene Gasabscheider (10, 21).
    130008/0277
    11. Druckentlastung nach einem oder mehreren der -Ansprüche 1 bis 10, gekennzeichnet durch Anschwemmfilter mit angeschwemmten Pulverharzen als Ionenaustauscher (12, 23).
    12. Druckentlastung für Leichtwasserreaktoren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 11, gekennzeichnet durch einen Waschzyklon (13) mit einer Waschflüssigkeit aus Wasser und einem die Jodlöslichkeit des Wassers fördernden chemischen Zusatz.
    13· Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 12, dadurch gekennzeichnet, daß der Kühlkreislauf (19) des Waschzyklons (13) mit einem Vorratsbehälter für die Waschflüssigkeit verbunden ist.
    14. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 13, gekennzeichnet durch eine Vorlage (3» 4, 6) aus einem geschlossenen, die Trennflüssigkeit (4) enthaltenden und oberhalb des Hüssigkeitsspiegels (5) einen Gas- und Luftsammeiraum (6) aufweisenden Behälter (3) mit einem tief unterhalb des Flüssigkeitsspiegel angeordneten, durch eine Kühlmittelzufuhr (1) mit dem Schutzbehälter oder einer Abblaseleitung des Reaktordruckbehälters verbundenen Düsensystem (2) für das Kühlmittelgas und/oder den Kühlmitteldampf.
    15. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 14, gekennzeichnet durch einen über eine Kuhlmittelleitung (7) mit dem Waschzyklon (13) verbundenen Gas- und Luftsammeiraum (6) des Vorlagebehälters (3).
    16. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche
    1 bis 15» gekennzeichnet durch eine mit einem Überdruckventil versehene Kühlmittelzufuhr (1) zwischen dem Reaktordruckbehälter und dem Düsensystem (2) der Vorlage (3, 4, 6).
    / 0 2 7 7
    17. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 16, gekennzeichnet durch einen über einen Kühlmittelabzug (26) mit Sprühteichen in Verbindung stehenden Trocknerzyklon (25)-
    18. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 17, gekennzeichnet durch einen über den Kühlmittelabzug (26) mit der Atmosphäre in Verbindung stehenden Trocknerzyklon (25).
    19. Druckentlastung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 18, gekennzeichnet durch einen über eine Abflußleitung· (27) mit einem Restfeuchtebehälter (28) verbundenen Troeknerzyklon (25).
    130008/0277
    ~ ORIGINAL INSPECTED
DE2931140A 1979-08-01 1979-08-01 Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall Expired DE2931140C2 (de)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2931140A DE2931140C2 (de) 1979-08-01 1979-08-01 Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
GB8018871A GB2055241B (en) 1979-08-01 1980-06-10 Pressure relief system in nuclear reactors
FR8014057A FR2462763A1 (fr) 1979-08-01 1980-06-23 Appareillage de delestage de pression pour reacteurs nucleaires en cas de perturbation
IT49157/80A IT1127509B (it) 1979-08-01 1980-07-03 Perfezionamento nei sistemi di scarico di pressione in caso di emergenza per reattori nucleari
NLAANVRAGE8004064,A NL185110C (nl) 1979-08-01 1980-07-15 Kernreaktor met drukontlastingssysteem.
BE0/201436A BE884354A (fr) 1979-08-01 1980-07-17 Appareillage de delestage de pression pour reacteurs nucleaires en cas de perturbation
JP10634480A JPS5622995A (en) 1979-08-01 1980-08-01 Pressure reduceng device at nuclear reactor accident
US06/628,140 US4661312A (en) 1979-08-01 1984-07-10 Pressure relief system in nuclear reactors

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2931140A DE2931140C2 (de) 1979-08-01 1979-08-01 Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2931140A1 true DE2931140A1 (de) 1981-02-19
DE2931140C2 DE2931140C2 (de) 1984-06-07

Family

ID=6077308

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2931140A Expired DE2931140C2 (de) 1979-08-01 1979-08-01 Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4661312A (de)
JP (1) JPS5622995A (de)
BE (1) BE884354A (de)
DE (1) DE2931140C2 (de)
FR (1) FR2462763A1 (de)
GB (1) GB2055241B (de)
IT (1) IT1127509B (de)
NL (1) NL185110C (de)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4801424A (en) * 1985-07-20 1989-01-31 Hochtemperatur-Kernkraftwerk Gmbh Liquid receiver which acts as a pressure relief valve for a nuclear reactor
US4816209A (en) * 1985-07-30 1989-03-28 Hochtemperatur-Kernkraftwerk (HKG) Gemeinsames Europaisches Unternehmen Method and apparatus for separating radioactive constituents from gas or vapors escaping accidentally from nuclear reactors
CN110024046A (zh) * 2016-11-28 2019-07-16 法马通股份有限公司 包括安全壳过滤排放***的核电站

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
JPH0311279Y2 (de) * 1986-12-04 1991-03-19
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
US4816210A (en) * 1987-08-03 1989-03-28 Westinghouse Electric Corp. Passive filtered containment vent
US4859405A (en) * 1987-11-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Filtered venting and decay heat removing apparatus and system for containment structures, and method of operation
DE3815850A1 (de) * 1988-05-09 1989-11-23 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung
US4927596A (en) * 1988-08-12 1990-05-22 Electric Power Research Institute, Inc. Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment
EP0498016B1 (de) * 1991-02-07 1995-04-26 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Anlage zur Druckentlastung der Sicherheitshülle eines Kernkraftwerks
FR2682214A1 (fr) * 1991-10-03 1993-04-09 Trepaud Sa Centrale nucleaire a separateur de matieres radioactives.
DE19638659C1 (de) * 1996-09-20 1998-02-12 Siemens Ag Verfahren sowie System zur Verringerung des Austretungsrisikos von radioaktivem Iod bei der Revision von Primärkreiskomponenten eines Kernkraftwerks
DE60208563T2 (de) * 2001-08-24 2006-07-13 Bs & B Safety Systems Ltd. Überwachungssystem für einen Druckbehälter
DE102004024722B4 (de) * 2004-05-19 2011-05-26 Enbw Kraftwerke Ag Kernkraftwerk Philippsburg Binden von radioaktivem Jod in einem Kernreaktor
DE102005057249A1 (de) * 2005-11-29 2007-05-31 Framatome Anp Gmbh Einspeisesystem und zugehöriges Betriebsverfahren
KR101513725B1 (ko) * 2014-03-03 2015-04-22 주식회사 미래와도전 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통
CZ308962B6 (cs) * 2015-10-12 2021-10-20 Centrum Výzkumu Řež S.R.O. Způsob záchytu helia z jaderných reaktorů a zařízení k provádění tohoto způsobu
US11227696B2 (en) 2017-11-21 2022-01-18 Westinghouse Electric Company Llc Reactor containment building spent fuel pool filter vent
CN110097989B (zh) * 2018-01-31 2022-11-18 中国辐射防护研究院 一种用于球床高温气冷堆的去石墨粉尘污染方法
US20200376431A1 (en) * 2019-05-30 2020-12-03 Durr UNIVERSAL, Inc. Methods and apparatus to deodorize fluids

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2252574A1 (de) * 1971-11-19 1973-05-24 Gulf Oil Corp Druckbegrenzungs- und sicherheitssystem
DE2361666B1 (de) * 1973-12-11 1975-05-15 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kernreaktoranlage mit Absperrventilen beiderseits einer Druckkammerwand
DE2601460A1 (de) * 1976-01-16 1977-07-21 Hochtemperatur Kernkraftwerk Verfahren zum reinigen des kuehlgases von hochtemperatur-kernreaktoren
DE2525119B2 (de) * 1974-06-05 1977-12-01 Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL235957A (de) * 1958-02-12
DE1185736B (de) * 1958-12-02 1965-01-21 Linde Eismasch Ag Verfahren und Vorrichtung zum Schutze von Gasreinigungsanlagen in Atomreaktoranlagen
US3376357A (en) * 1961-07-14 1968-04-02 Atomic Energy Commission Usa Purification and reclamation of moderator-coolants
DE1273715B (de) * 1966-12-28 1968-07-25 Siemens Ag Druck- oder Siedewasserreaktor mit Dampftrocknung
US3459635A (en) * 1966-12-29 1969-08-05 Combustion Eng Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations
DE1936844C3 (de) * 1969-07-19 1974-03-07 Siemens Ag, 1000 Berlin U. 8000 Muenchen Verfahren zur Druckhaltung in Druckwasserreaktoren und Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens
US3700550A (en) * 1969-11-21 1972-10-24 Daniel A Shiells Process for purifying water utilized in a boiling water reactor
DE2049792A1 (en) * 1970-10-10 1972-04-13 Interatom Gas pressure relief system - for nuclear plant and comprising a modified cyclone
SE349887B (de) * 1971-02-10 1972-10-09 Asea Atom Ab
US4012490A (en) * 1972-07-25 1977-03-15 Airco, Inc. Removing radioactive noble gases from nuclear process off-gases
DE2312228A1 (de) * 1973-03-12 1974-09-26 Siemens Ag Druckwasserreaktor
JPS5623118B2 (de) * 1974-01-28 1981-05-29
GB1470795A (en) * 1974-02-01 1977-04-21 Atomic Energy Authority Uk Helium cooled nuclear reactors
JPS5514971B2 (de) * 1974-04-20 1980-04-19
FR2307566A1 (fr) * 1975-04-18 1976-11-12 Commissariat Energie Atomique Installation de filtration d'aerosols
JPS5256297A (en) * 1975-11-04 1977-05-09 Hitachi Ltd Method of removing iodine in containing vessel of atomic reactor
JPS5293900A (en) * 1976-02-02 1977-08-06 Hitachi Ltd Purififying method and device for nuclear reactor
DE2607292C2 (de) * 1976-02-23 1985-08-29 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur Befreiung von im Kernreaktorbetrieb verbrauchten Ionenaustauscherharzen von radioaktiven Korrosionsprodukten
JPS537878A (en) * 1976-07-09 1978-01-24 Mitsuba Kougiyoushiyo Kk Dust collecting method and system
JPS5317896A (en) * 1976-08-02 1978-02-18 Nippon Kokan Kk <Nkk> Drying method for inside of reactor
DE2656096C3 (de) * 1976-12-10 1979-06-13 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Reinigungsanlage für das in dem Dampferzeuger eines Kernreaktors zu verdampfende Wasser
JPS53122097A (en) * 1977-03-31 1978-10-25 Toshiba Corp Atomic power plant
US4495137A (en) * 1981-01-21 1985-01-22 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Nuclear reactor

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2252574A1 (de) * 1971-11-19 1973-05-24 Gulf Oil Corp Druckbegrenzungs- und sicherheitssystem
DE2361666B1 (de) * 1973-12-11 1975-05-15 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kernreaktoranlage mit Absperrventilen beiderseits einer Druckkammerwand
DE2525119B2 (de) * 1974-06-05 1977-12-01 Vsesojuznyj Teplotechnitscheskij Nautschno-Issledovatelskij Institut Imeni F.E. Dzerschinskogo, Moskau Vorrichtung zur kontrolle eines stoerfalls in kernkraftwerken
DE2601460A1 (de) * 1976-01-16 1977-07-21 Hochtemperatur Kernkraftwerk Verfahren zum reinigen des kuehlgases von hochtemperatur-kernreaktoren

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4801424A (en) * 1985-07-20 1989-01-31 Hochtemperatur-Kernkraftwerk Gmbh Liquid receiver which acts as a pressure relief valve for a nuclear reactor
US4816209A (en) * 1985-07-30 1989-03-28 Hochtemperatur-Kernkraftwerk (HKG) Gemeinsames Europaisches Unternehmen Method and apparatus for separating radioactive constituents from gas or vapors escaping accidentally from nuclear reactors
CN110024046A (zh) * 2016-11-28 2019-07-16 法马通股份有限公司 包括安全壳过滤排放***的核电站
CN110024046B (zh) * 2016-11-28 2023-03-14 法马通股份有限公司 包括安全壳过滤排放***的核电站

Also Published As

Publication number Publication date
GB2055241B (en) 1983-06-29
NL185110C (nl) 1990-01-16
BE884354A (fr) 1980-11-17
NL185110B (nl) 1989-08-16
FR2462763B1 (de) 1983-04-22
US4661312A (en) 1987-04-28
IT1127509B (it) 1986-05-21
NL8004064A (nl) 1981-02-03
JPS5622995A (en) 1981-03-04
GB2055241A (en) 1981-02-25
IT8049157A0 (it) 1980-07-03
FR2462763A1 (fr) 1981-02-13
DE2931140C2 (de) 1984-06-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2931140C2 (de) Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
DE69710901T2 (de) Verfahren und vorrichtung zur rückextraktion von metallchelaten
EP2423923B1 (de) Verfahren zur Druckentlastung eines Kernkraftwerks, Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Kernkraftwerk
DE2241303C3 (de) Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage
DE2107479C3 (de) Verfahren zur Dekontaminierung der Oberflächen von Kernreaktorbauteilen
DE69009367T2 (de) System zum Abführen der Reaktorkernzerfallswärme in einem Druckwasserreaktor.
WO2004114322A2 (de) Kerntechnische anlage und verfahren zur druckentlastung einer kerntechnischen anlage
DE1589657B2 (de) Behaeltersystem fuer atomkernreaktoren
DE102009047524A1 (de) Verfahren zur Oberflächen-Dekontamination
DE102013205524A1 (de) Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
EP1706667B1 (de) Verfahren und vorrichtung zur entwässerung bei einer dampfkraftanlage
DE60221438T2 (de) Elektrochemisches verfahren zur dekontamination von radioaktiven materialien
EP1658621A2 (de) Kerntechnische anlage und verfahren zur druckentlastung einer kerntechnischen anlage
DE19809000C1 (de) Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage
DE2821097C2 (de) Vorrichtung zur Dekontamination von radioaktiven Abwässern
DE2847862A1 (de) Kuehleinrichtung zum kuehlen der atmosphaere im primaerschutzbehaelter eines kernreaktors
DE3527163C2 (de)
DE2104356A1 (de) Thermische Entgasung des Primärkühlmittels von Kernreaktoren
DE1227577B (de) Kernreaktoranlage mit gasdichtem Behaelteraufbau
JP7223518B2 (ja) 有機よう素捕集装置
DE1614631A1 (de) Kernkraftwerksanlage
WO2005117028A1 (de) Binden von radioaktivem jod in einem kernreaktor
DE2844608C2 (de)
DE4215143C2 (de) Verfahren zur Reinigung und Kühlung von unter Druck stehenden heißen Gasen und Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens
DE69933997T2 (de) Verfahren und anlage zur dekontaminierung von metallischen oberflächen

Legal Events

Date Code Title Description
OAP Request for examination filed
OD Request for examination
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee