SU537389A1 - Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х - Google Patents
Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци хInfo
- Publication number
- SU537389A1 SU537389A1 SU2026554A SU2026554A SU537389A1 SU 537389 A1 SU537389 A1 SU 537389A1 SU 2026554 A SU2026554 A SU 2026554A SU 2026554 A SU2026554 A SU 2026554A SU 537389 A1 SU537389 A1 SU 537389A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- room
- channel
- air
- condensation
- vapor
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
(54) СИСТЕМА ОГРАНИЧЕНИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ
1
Изобретение относитс к области дерной энергетики и может быть использовано дл улучшени систем ограничени последствий аварии при разрыве главного трубопровода циркул ционного контура атомной электростанции (АЭС).
Известны системы ограничеии иоследствий таких аварий, содержащие герметичиое ограждеиие оборудовани первого контура, снабженное запорно-отсечной арматурой выброса паровоздушной смеси за иределы аварийного помещени , устройством дл конденсации пара, образующегос при вскипаиии теплоносител .
В таких системах расходна и геометрическа характеристики конденсациоипого устройства выбираютс из услови кондеисации пара в количестве, достаточном дл снижени давлени в аварийном помещении ниже атмосферного , начина от момента, предществующего началу разгерметизации оболочек топлива. До этого момента времени паровоздушна смесь, котора считаетс малоактивной , сбрасываетс за пределы аварийного помещени , наиример в атмосферу, не конденсиру сь .
Недостатком таких систем вл етс зависимость эффективности защиты окружающей среды от надежности работы других систем, обеспечивающих сохранность активиой зоны реактора, например от системы охлаждеии активиой зоны реактора и системы контрол герметичности оболочек топлива. Если вследствие каких-либо неисправностей, в этих системах иеред аварией с разрывом главного трубоировода первого контура в теплоносителе будет содержатьс повыщеиное количество радиоактивных иродуктов, т. е. паровоздущиа смесь, выбрасываема в начальиый период аварии за пределы аварийного помещени , например в атмосферу, не будет малоактивной , то возникает опасность иедопустимого загр знени радиоактивными иродуктами
окружающей среды.
Проектирование таких систем необходимо основывать на достаточно точных представлени х о действительном протекащш аварийиых процессов, что в насто щее врем затруднено из-за недостатка таких данных и трудности их получени .
Целью изобретени вл етс иовышение эффективности защиты окружающей среды от радиоактивных загр знений.
Это достигаетс тем, что место выброса из канала соединено с герметичным помещением локализации давлени и устройство дл конденсации пара разделено на две независимые группы, перва из которых расположена в канале в непосредственной близости от места выброса воздуха, а втора -в остальной части аварийного помещени , нанример в помещении оборудовани первого коитура; перва группа устройств дл конденсации нара, расположенна у места выброса воздуха, содержит по меньшей мере один горизонтальный лоток, заполненный охлаждающей жидкостью н имеющий каналы дл организации барботажа паровоздушной смеси через жидкость , а пространство над уровнем жидкости в лотке ограничено наклонным скатом, имеющим расширение в сторону места выброса; перва группа устройств дл конденсации пара и герметичное помещение локализации давлени разделены на одноименное число секций с таким же количеством мест выброса смеси, расположенных выше максимальиого урови охлаждающей жидкости; помещение локализации давлени расиоложеио виутри каиала дл выброса иаровоздушиой смеси, а устройство дл конденсацни-в кольцевом зазоре между иими.
На фиг. 1 схематически изображеиа предлагаема система; на фиг. 2-вариант системы с помещением локализации давлеии внутри канала.
Помещение 1 первого контура соедин етс с каналом 2, в котором расположена разделенна на секции перва группа конденсациоиных устройств 3. Эта группа конденсационных устройств должна начать действовать с самого начала аварии, поэтому они должны быть пассивного, например барботажного, типа . Секции конденсационного устройства этой группы соедин ютс с примыкающими к каналу помещени ми 4 локализации с иомощью трубоироводов 5 с запорио-отсечной арматурой 6. Конденсациоиное устройство груииы 3 имеет запас воды, рассчитанный на полную конденсацию нара, выдел ющегос за врем истечени теплоносител из первого контура.
Конденсаци пара, образующегос за счет остаточных тепловыделений в течение всего последующего периода аварии, обеспечиваетс с помощью другой конденсационной группы 7. Поскольку эта групиа коидеисационных устройств вводитс в действие после вытеснени воздуха паром в помещение 4, они должны быть активного, например спринклериого , типа. Конденсационные устройства этой группы расположены частично в помещении оборудовани первого контура и частично во входной части канала 2.
Дл обеспечени циркул ции хладагента, охлаждеии его и очистки от радиоактивиых загр знений в системе предусмотрены ионообменный фильтр 8, холодильник 9 и насое 10.
Конденсационные устройства группы 3 состо т из лотков 11 с каиалами 12 дл ирохода паровоздушной смеси и организации барботажа . Каждый лоток 11 св.ерху закрыт 13 с наклонным скатом, имеющим расширение в сторону места выброса и образующим над уровнем охлаждающей жидкости камеру 14. Устройства дл коиденсации пара обеспечивают также эффективную очистку воздуха от йода (J-131) и радиоактивных аэрозолей за счет контакта очнщаемой среды с хладагентом .
На фиг. 2 показан вариаит выполнени
предлагаемой системы с расположением помещени 4 локализации давлени внутри канала 2. Конденсациониа группа 3 в этом случае размещепа в кольцевом зазоре 15 между герметичным ограждением 16 н помещением 4 локализации.
Преимуществом такого варианта системы вл етс почти полное отсутствие ограждени номещенн локализации с повышенным давлением , смежиого с окрул-сающей средой.
При разрыве главного трубопровода первого коитура теплоноснтель вскипает, образуетс пар, который заполн ет помещение 1. В этом номещенин повышаетс давление, и паровоздушиа смесь, образоваина за счет
перемешивани пара и воздуха, наход щегос в помещении 1, поступает через канал 2 в конденсационное устройство 3, вытесн находнвшнйс в канале 2 воздух. Пар в конденсационном устройстве 3 конденсируетс , а
воздух проходит дальше, заиоли пространство камеры 14 конденсациониого устройства 3. Из камеры 14 вследствие повышеии давлеии воздух перетекает в помещени 4. К концу процесса истечени теплоносител из
первого контура значительна часть воздуха (не меньше количества воздуха, заполн вшего канал 2) будет вытеснена в пространство камеры 14 и помещени 4.
В дальнейшем включаетс иасос 10 и нодаетс хладагент на конденсационное устройство 7; пар, заполн ющий аварийное помещение 1 и канал 2 начинает конденсироватьс , а давление в этих помещени х снижаетс и устанавливаетс разрежение. Одновременно с
включением насоса 10 закрываетс запорноотсечна арматура 6, и воздух, заполиивший камеры 4, отсекаетс . Воздух, заполнивший пространство 14, частично перетекает обратно в канал 2 и номещение 1, несколько снижа разрежеиие в них. Однако соотношение объемов всех помещений и камер 4 выбираетс таким образом, чтобы минимально возможное разрежение в аварийном помещении было не ниже определенной величины, завис щей от герметичности аварийного помещени и величины «присосов в него воздуха из окружающей среды. Необходимо так выбрать геометрические характеристики системы, чтобы разрежение в аварийном помендении сохран лось в течение 2-3 час. За это врем с помощью рециркул ции хладагента через конденсационное устройство 7 н фильтр 8 из атмосферы аварийного помещени будет удалена основна часть радиоактивных загр знений и таким образом, они не смогут быть выброшены в окружающую среду.
Claims (4)
1. Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х при разрыве главного трубопровода первого контура, содержаща устройство дл конденсации пара , образующегос при вскипании вытекающего из места разрыва теплоносител , канал дл направлени паровоздушной смеси к месту выброса в начальный период развити аварии, составл ющий часть аварийного помещени , и запорно-отсечную арматуру дл герметизации аварийного помещени после выброса, отличающа с тем, что, с целью повышени эффективности защиты окружающей среды от радиоактивных загр зиеиий, место выброса из канала соединено с герметичным помещением локализации давлени и
устройство дл конденсации пара разделено на две независимые грунпы, перва из которых расположена в канале в непосредственной близости от места выброса воздуха, а втора -в остальной части аварийиого помещеии , например в помещении оборудовани нервого контура.
2.Система иоп. 1, отличающа с тем, что иерва груииа устройств дл конденсации пара, расположенна у места выброса воздуха, содержит ио меньшей мере один горизонтальный лоток, заполненный охлаждающей жидкостью и имеющий каналы дл организации барботажа паровоздушной смеси через жидкость, а пространство над уровнем жидкости в лотке ограничено наклонным скатом, имеющим расширение в сторону места выброса.
3.Система по пп.- 1 и 2, отличающа с тем, что перва группа устройств дл конденсации пара и герметичное помещение локализации давлени разделены на одноименное число секций с таким же количеством мест выброса смеси, расположенных выше максимальиого уровн охлаждающей жидкости.
4.Система по ип. 1, 2, 3, отличающа с тем, что помещение локализации давлени расположено внутри канала дл выброса паровоздушной смеси, а устройство дл конденсации-в кольцевом зазоре между ними.
Priority Applications (10)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU2026554A SU537389A1 (ru) | 1974-06-05 | 1974-06-05 | Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х |
HU75VE00000790A HU172562B (en) | 1974-06-05 | 1975-06-03 | Safety system for restricting the aftermathes in atomic power stations |
FI751655A FI751655A (ru) | 1974-06-05 | 1975-06-04 | |
US05/584,011 US4056436A (en) | 1974-06-05 | 1975-06-04 | System for mitigating the effects of an accident at a nuclear power plant |
FR7517481A FR2274120A1 (fr) | 1974-06-05 | 1975-06-04 | Systeme pour la limitation des consequences d'un accident a une centrale nucleaire |
DD186452A DD118955A1 (ru) | 1974-06-05 | 1975-06-04 | |
CS3923A CS177368B1 (ru) | 1974-06-05 | 1975-06-04 | |
DE2525119A DE2525119C3 (de) | 1974-06-05 | 1975-06-05 | Vorrichtung zur Kontrolle eines Störfalls in Kernkraftwerken |
GB2431775A GB1476849A (en) | 1974-06-05 | 1975-06-05 | System for mitigating the effects of an accident at a nuclear power plant |
JP50067109A JPS51148196A (en) | 1974-06-05 | 1975-06-05 | Atomic power plant trouble reducing system |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU2026554A SU537389A1 (ru) | 1974-06-05 | 1974-06-05 | Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU537389A1 true SU537389A1 (ru) | 1976-11-30 |
Family
ID=20585291
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU2026554A SU537389A1 (ru) | 1974-06-05 | 1974-06-05 | Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4056436A (ru) |
JP (1) | JPS51148196A (ru) |
CS (1) | CS177368B1 (ru) |
DD (1) | DD118955A1 (ru) |
DE (1) | DE2525119C3 (ru) |
FI (1) | FI751655A (ru) |
FR (1) | FR2274120A1 (ru) |
GB (1) | GB1476849A (ru) |
HU (1) | HU172562B (ru) |
SU (1) | SU537389A1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2617712C2 (ru) * | 2014-12-01 | 2017-04-26 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Промышленности И Торговли Российской Федерации | Устройство снижения аварийного давления и локализации последствий аварии в защитной оболочке при разгерметизации первого контура судовой (корабельной) атомной энергетической установки |
Families Citing this family (16)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2384324A1 (fr) * | 1977-03-16 | 1978-10-13 | Framatome Sa | Puisard de recirculation pour les circuits d'injection de securite et d'aspersion d'un reacteur nucleaire |
JPS5419083A (en) * | 1977-07-12 | 1979-02-13 | Toshiba Corp | Pressure suppressing apparatus of reactor container |
DE2931140C2 (de) * | 1979-08-01 | 1984-06-07 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
US4362693A (en) * | 1979-10-03 | 1982-12-07 | Bukrinsky Anatoly M | System for mitigating consequences of loss of coolant accident at nuclear power station |
DE2940511A1 (de) * | 1979-10-05 | 1981-04-09 | Vsesojuznyj teplotechničeskij naučno-issledovatel'skij institut imeni F.E. Dzeržinskogo, Moskva | Reaktorsicherheitssystem zur begrenzung der folgen einer stoerung mit einem verlust des waermetraegers in einem atomkraftwerk |
FR2468188A1 (fr) * | 1979-10-19 | 1981-04-30 | Teplotekhnichesky Inst Im | Systeme de limitation des consequences d'une avarie liee a une perte de caloporteur, dans une centrale electrique atomique |
FR2473774B1 (fr) * | 1980-01-15 | 1986-01-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'aspersion automatique de l'enceinte de confinement d'un reacteur a eau pressurisee |
DE3037468A1 (de) * | 1980-10-03 | 1982-05-06 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Vorrichtung zum schutz des sicherheitsbehaelters eines kernkraftwerkes gegen ueberdruckversagen |
JP2507694B2 (ja) * | 1990-09-17 | 1996-06-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉設備 |
EP0681300A1 (en) * | 1994-05-04 | 1995-11-08 | General Electric Company | Pressure suppression system |
AT402352B (de) * | 1995-03-30 | 1997-04-25 | Urdl Franz Jos Ing | Einrichtung zum verhindern hoher druckwellen bei explosionen in gebäuden, insbes. kernkraftwerken und reaktorgebäuden |
IT1275709B1 (it) * | 1995-03-30 | 1997-10-17 | Finmeccanica Spa | Impianto per lo smaltimento del calore dall'interno di una struttura di contenimento di un reattore nucleare |
DE19653526C1 (de) * | 1996-12-20 | 1998-06-10 | Siemens Ag | Druckhalter mit Sprühvorrichtung |
ITTO20110763A1 (it) * | 2011-08-11 | 2013-02-12 | Marcopolo Engineering S P A Sistem I Ecologici | Sistema per la cattura e/o lâ??abbattimento di emissioni nocive in atmosfera da un impianto in caso di incidente, particolarmente un impianto nucleare |
CN104332206B (zh) * | 2013-07-22 | 2017-02-08 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电站启/停堆工况的超压保护方法 |
CN104166794B (zh) * | 2014-08-12 | 2017-10-27 | 广西防城港核电有限公司 | 一种核电站冷凝器特性试验采集分析*** |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3022238A (en) * | 1957-05-23 | 1962-02-20 | Kolflat Alf | Safety device for and method of protecting nuclear power plants |
NL248734A (ru) * | 1959-02-24 | |||
GB909193A (en) * | 1959-12-17 | 1962-10-31 | Rolls Royce | Improvements in or relating to power plant |
US3307913A (en) * | 1962-07-27 | 1967-03-07 | Stone & Webster Eng Corp | Vacuum producing apparatus for containment vessels |
GB972901A (en) * | 1965-08-24 | 1964-10-21 | Atomic Energy Authority Uk | Steam generating nuclear reactor systems |
GB1081673A (en) * | 1963-12-16 | 1967-08-31 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to pressurised nuclear reactor installations |
US3379613A (en) * | 1964-12-15 | 1968-04-23 | Hitachi Ltd | Post-incident device for nuclear reactors |
FR1501356A (fr) * | 1965-11-24 | 1967-11-10 | Asea Ab | Bâtiment pour réacteur nucléaire |
US3438857A (en) * | 1967-03-21 | 1969-04-15 | Stone & Webster Eng Corp | Containment vessel construction for nuclear power reactors |
US3718539A (en) * | 1971-03-31 | 1973-02-27 | Combustion Eng | Passive nuclear reactor safeguard system |
-
1974
- 1974-06-05 SU SU2026554A patent/SU537389A1/ru active
-
1975
- 1975-06-03 HU HU75VE00000790A patent/HU172562B/hu unknown
- 1975-06-04 FR FR7517481A patent/FR2274120A1/fr active Granted
- 1975-06-04 US US05/584,011 patent/US4056436A/en not_active Expired - Lifetime
- 1975-06-04 FI FI751655A patent/FI751655A/fi not_active Application Discontinuation
- 1975-06-04 DD DD186452A patent/DD118955A1/xx unknown
- 1975-06-04 CS CS3923A patent/CS177368B1/cs unknown
- 1975-06-05 DE DE2525119A patent/DE2525119C3/de not_active Expired
- 1975-06-05 JP JP50067109A patent/JPS51148196A/ja active Granted
- 1975-06-05 GB GB2431775A patent/GB1476849A/en not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2617712C2 (ru) * | 2014-12-01 | 2017-04-26 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Промышленности И Торговли Российской Федерации | Устройство снижения аварийного давления и локализации последствий аварии в защитной оболочке при разгерметизации первого контура судовой (корабельной) атомной энергетической установки |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DD118955A1 (ru) | 1976-03-20 |
DE2525119B2 (de) | 1977-12-01 |
FR2274120A1 (fr) | 1976-01-02 |
CS177368B1 (ru) | 1977-07-29 |
HU172562B (en) | 1978-09-28 |
FI751655A (ru) | 1975-12-06 |
US4056436A (en) | 1977-11-01 |
DE2525119A1 (de) | 1976-01-15 |
GB1476849A (en) | 1977-06-16 |
FR2274120B1 (ru) | 1977-07-22 |
JPS5747439B2 (ru) | 1982-10-08 |
DE2525119C3 (de) | 1978-08-03 |
JPS51148196A (en) | 1976-12-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SU537389A1 (ru) | Система ограничени последствий аварии на атомных электростанци х | |
CN102903404B (zh) | 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出*** | |
KR950009881B1 (ko) | 원자로 설비 | |
CN103383865B (zh) | 用于核反应堆的被动应急给水*** | |
CN103295656B (zh) | 用于核反应堆的多样化专设安全*** | |
US3459635A (en) | Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations | |
TW201606793A (zh) | 靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠 | |
ES2108224T3 (es) | Mitigacion de las rupturas de tubos de generadores de vapor en un reactor de agua presurizada con sistemas pasivos de seguridad. | |
CN109243634B (zh) | 反应堆安全*** | |
JPH02201293A (ja) | 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 | |
ES2744438T3 (es) | Aparato para desgasificar un sistema refrigerante de reactor nuclear | |
KR101742644B1 (ko) | 공냉 이중 격납건물을 갖는 피동보조급수 냉각계통 | |
US4416850A (en) | System for cooling the atmosphere in a primary containment vessel in nuclear reactor and removing water-soluble gases and dusts floating therein | |
KR20170000601A (ko) | 원자력발전시스템의 피동안전계통 | |
US4299660A (en) | Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor | |
JPH0498198A (ja) | 原子力プラントの炉心冷却設備 | |
GB1280400A (en) | Improvements in safety apparatus of nuclear reactor systems enclosed in containment housings | |
RU2408097C1 (ru) | Устройство для очистки межоболочечного пространства | |
JPH0224594A (ja) | 原子炉格納構造物の受動冷却装置 | |
CN109712726B (zh) | 一种海洋核动力平台反应堆余热排出*** | |
JPH01291197A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
US3105028A (en) | Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system | |
CN110289110B (zh) | 一种核动力船舶安全壳排热*** | |
JPH05172979A (ja) | 原子炉格納容器の圧力抑制設備 | |
JP2902143B2 (ja) | 格納容器冷却設備 |