Устройство для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки аэс


 


Владельцы патента RU 2408096:

Учреждение Российской академии наук Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина РАН (RU)

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности, и может быть использовано в системах сброса давления из защитной оболочки при запроектной аварии с полной потерей электроснабжения на АЭС для предотвращения радиоактивного заражения окружающей среды. Устройство для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки в АЭС содержит эжектор, теплообменники, сорбционный модуль и вентиляционную трубу. Эжектор установлен между электровентилятором и вентиляционной трубой. При этом сопло эжектирующего газа подсоединено к газгольдеру или другой емкости со сжатым газом или воздухом, выходное сопло присоединено к вентиляционной трубе. Сопло эжектируемого газа подсоединено к выходу из электровентилятора, вход которого присоединен к разветвлению: одна ветвь связана с активной системой фильтрации радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки на АЭС, другая - с сорбционным модулем. Изобретение направлено на поддержку разрежения в защитной оболочке даже при полном обесточивании АЭС независимо от параметров эвакуируемой радиоактивной парогазовой среды, а также технических характеристик системы очистки. 1 ил.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности, и может быть использовано в системах сброса давления из защитной оболочки АЭС при запроектной аварии с полной потерей электроснабжения на АЭС первого и второго поколений для предотвращения радиоактивного заражения окружающей среды в результате протечек радиоактивной парогазовой смеси через неплотности в защитной оболочке.

Проблема надежной защиты окружающей среды на АЭС является одним из важных факторов, сдерживающих развитие атомной энергетики. В действующих энергетических блоках АЭС первого и второго поколений широко используются устройства для предотвращения загрязнения окружающей среды и локализации радиоактивных продуктов, состоящие из защитной оболочки над энергоблоком и активной системы вентиляции подоболочечного пространства [Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: Высшая школа, 1978. с.324] [1].

Защитная оболочка является локализующим барьером для основной массы радиоактивных веществ, поступающих в газовую фазу при нормальной эксплуатации АЭС первого и второго поколений, при этом вместе с активной системой вентиляции и фильтрами она обеспечивает ограничение распространения радиоактивных веществ с протечками (утечками), т.е. с частью веществ, просочившихся из защитной оболочки в окружающую среду. С помощью мощных электровентиляторов в защитной оболочке создается разрежение по отношению к давлению в атмосфере. При этом эвакуируемая радиоактивная парогазовая смесь направляется в окружающую среду через комбинированные фильтровальные установки [Комышный В.Н., Ягодкин И.В., Мартынов П.Н. и др. Тезисы докладов. Межд. научно-практической конф. "Аэрозоли и безопасность", 24-28 октября 2005. Обнинск, Россия. С.218-219] [2] или специальные фильтры, содержащие аэрозольные и сорбционные модули [Design of Off-Gas and Air Cleaning Systems at NPP. IAEA Technical Reports Series N 274/ Vienna: IAEA, 1987] [3]. Разрежение препятствует выходу протечек через неплотности в защитной оболочке в окружающую среду. Во всех описанных выше системах для локализации летучих соединений радиоактивного йода используются сорбенты на основе импрегнированного активированного угля [Устинов О.А., Суханов Л.П., Якунин С.А., Растунов Л.Н. Росс. химич. журнал. 2005. Т.49, №4. С.54-60] [4]. Основной недостаток указанных устройств заключается в том, что они требуют постоянного подвода электроэнергии. В случае отказа вентиляционной системы, например при аварии с потерей всех источников электроснабжения на АЭС первого и второго поколений, надежная локализация и очистка протечек не обеспечивается, т.к. в защитной оболочке возникает избыточное давление, и протечки через неплотности попадают в окружающую среду. Кроме того, используемые фильтры имеют высокое аэродинамическое сопротивление и в случае отсутствия электроэнергии радиоактивная парогазовая смесь из защитной оболочки не способна в пассивном режиме, т.е. без приложения внешнего воздействия, проходить через данные фильтры.

При запроектной аварии, связанной с частичным или полным разрушением активной зоны реактора, в результате образования большого количества газообразных продуктов происходит резкое возрастание давления под защитной оболочкой. При этом возникает угроза не только разрушения герметичной защитной оболочки, но и загрязнение прилегающих к АЭС территорий за счет протечек радиоактивной парогазовой смеси вследствие негерметичности защитной оболочки.

Для управления запроектными авариями на российских АЭС первого поколения предусмотрен сброс давления из-под защитной оболочки за счет срабатывания струйного вихревого конденсатора или специальных сбросных клапанов. При этом радиоактивная парогазовая смесь, образовавшаяся в результате испарения теплоносителя первого контура, без очистки поступает в пассивном режиме в окружающую среду. В дальнейшем с помощью мощных электровентиляторов в защитной оболочке создается разрежение по отношению к давлению в атмосфере, при этом эвакуируемая радиоактивная парогазовая смесь направляется на специальные аварийные фильтры [Kulyukhin S.A., Mikheev N.B., Falkovskii L.N. et al. Proc. Intern. Conf. "Jahrestagung Kerntechnik′09", May 12-14, 2009, Dresden, Germany. CD-ROM] [5]. Главный недостаток данной системы состоит в том, что для ее работы требуется постоянный подвод электроснабжения. В условиях потери электроснабжения данная система работать не сможет.

На АЭС второго поколения с одной защитной оболочкой при запроектной аварии сброс давления из-под защитной оболочки происходит за счет срабатывания специальных аварийных мембран или клапанов, при этом радиоактивная парогазовая смесь в пассивном или активном режиме проходит очистку в специальной системе фильтрующих устройств ["Particulate Filtration in Nuclear Facilities". IAEA Technical Reports Series N 325. Vienna: IAEA, 1991. P. 41-73] [6]. В большинстве устройств в качестве первой ступени для очистки парогазового потока от радиоактивных аэрозолей и неорганических форм радиоактивного йода используются скрубберы Вентури или мультискрубберы, содержащие сопла Вентури. Эффективность их работы имеет прямую зависимость от скорости потока, проходящего через них. Чем выше скорость газового потока, тем выше эффективность очистки газовой смеси от радиоактивных аэрозолей. Для очистки от летучих соединений радиоактивного йода в качестве второй ступени применяются различные сорбционные модули на основе гранулированных сорбентов. Данные фильтры обладают большим аэродинамическим сопротивлением и способны работать только в условиях высоких давлений газового потока. При уменьшении давления газового потока, выходящего в пассивном режиме из-под защитной оболочки, во-первых, снижается эффективность работы скрубберов, и, во-вторых, практически прекращается прохождение парогазовой смеси через сорбционные модули. Все это приводит к появлению неорганизованных протечек радиоактивной парогазовой смеси из-под защитной оболочки в окружающую среду.

Наиболее близким к заявляемому техническому решению является устройство для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси, содержащее предфильтр, регенеративный теплообменник, эжектор, соединенный с защитной оболочкой и другими замкнутыми зонами АЭС, вентиляционную трубу, конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги и сорбционный модуль на основе модифицированного сорбента из молекулярных сит [Антонов Б.В., Беркович М.В., Каменская А.Н., Корниенко А.Г. и др. "Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси в условиях запроектной аварии реактора на АЭС". Свидетельство на полезную модель №9658. Приоритет от 17.07.1998. Зарегистрировано 16.04.1999] [7].

Данное устройство работает следующим образом. При запроектной аварии, связанной с разрывом трубопровода большого диаметра первого контура или разрушением корпуса реактора, давление внутри защитной оболочки возрастает до 0.5-0.7 МПа. При этом автоматически срабатывают аварийные клапаны системы сброса давления. Радиоактивная парогазовая смесь с температурой 150-180°С и влажностью 100% под давлением 0.5-0.7 МПа, пройдя предфильтр, попадает в обогревательный контур сорбционного модуля. После него парогазовая смесь направляется через регенеративный теплообменник в эжектор, где смешивается с газовой фазой, засасываемой эжектором из различных замкнутых зон АЭС. Вследствие этого происходит снижение температуры и давления парогазовой смеси с частичным выделением капельной влаги. После эжектора радиоактивная парогазовая смесь поступает в конденсационный модуль, где происходит конденсация пара с одновременным отделением на сепараторе капельной влаги. На этой стадии происходит не только конденсация основной массы пара, но и очистка парогазовой смеси от радиоактивных аэрозолей и неорганических форм радиоактивного йода. После конденсационного модуля радиоактивная парогазовая смесь направляется через регенеративный теплообменник в сорбционный модуль, где происходит очистка парогазовой смеси от органических форм радиоактивного йода, прежде всего йодистого метила.

Недостаток данного устройства заключается в том, что при уменьшении давления газового потока, выходящего в пассивном режиме из-под защитной оболочки, во-первых, снижается эффективность работы эжектора, и, во-вторых, практически прекращается прохождение парогазовой смеси через сорбционный модуль.

Целью предлагаемого изобретения является повышение надежности работы активных и пассивных устройств очистки радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки в условиях запроектной аварии с полной потерей электроснабжения на АЭС первого и второго поколений за счет создания условий, при которых процесс фильтрации радиоактивной парогазовой среды из защитной оболочки не зависит от параметров эвакуируемой парогазовой среды, а также технических характеристик системы очистки.

Поставленная цель достигается тем, что эжектор установлен между вентиляционной трубой и электровентилятором, при этом сопло эжектирующего газа подсоединено к газгольдеру или другой емкости со сжатым газом или воздухом, выходное сопло присоединено к вентиляционной трубе, сопло эжектируемого газа подсоединено к выходу из электровентилятора, вход которого присоединен к разветвлению: одна ветвь связана с активной системой фильтрации радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки на АЭС, другая - с сорбционным модулем.

На чертеже показана схема предлагаемого устройства для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки АЭС, где 1 - защитная оболочка, 2 - реактор, 3 - парогенератор, 4 - эжектор, 5 - сопло эжектирующего газа, 6 - подвод эжектируемого газа, 7 - камера смешения эжектора, 8 - выходное сопло эжектора, 9 - газгольдер или емкость со сжатым газом или воздухом, 12-17 - электромагнитные клапаны на пружинах, 18 - блок фильтров активной системы фильтрации, 19 - электровентилятор, 20 - сорбционный модуль, 21 - трубопровод для подачи пара из теплового контура в теплообменные каналы фильтра пассивной системы фильтрации, 22 - трубопровод для возврата конденсата в парогенератор, 23 - теплообменные каналы, 24 - предфильтр, 25 - аэрозольный фильтр, 26 - сорбционный фильтр, 27 - вентиляционная труба. Сорбционный модуль включает в себя предфильтр, теплообменные каналы, подсоединенные к трубопроводам теплового контура, аэрозольный и сорбционный фильтры.

Активная система фильтрации подразумевает под собой все штатные системы очистки радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки на АЭС первого и второго поколения, для работы которых требуется постоянный подвод электроэнергии.

Устройство для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки АЭС работает следующим образом.

В режиме нормальной эксплуатации реакторной установки электромагнитные клапаны 12-14 находятся в закрытом положении, а клапаны 15-17 - в открытом. Теплообменные каналы 23 в сорбционном модуле 20 находятся в прогретом состоянии за счет пара, поступающего в них в небольшом количестве из парогенератора 3. Прогретое состояние массы трубчатки теплообменных каналов обеспечивает поддержание сорбционного модуля в постоянной готовности к работе после открытия электромагнитных клапанов 12-14 и закрытия клапанов 15 и 16.

В проектных режимах работы энергоблока электромагнитные клапаны 15-17 открыты и разрежение в защитной оболочке 1 создается за счет работы электровентилятора 19, причем эвакуируемая радиоактивная парогазовая смесь проходит очистку на блоке фильтров активной системы фильтрации 18.

При проектных аварийных течах их тепловых контуров энергоблока в объеме защитной оболочки 1 повышается давление, однако активная система фильтрации в случае ее работы поддерживает разрежение за счет работы электровентилятора 19. При этом эвакуируемая радиоактивная парогазовая смесь направляется к блоку фильтров активной системы фильтрации 18. После удаления избыточного давления под защитной оболочкой, т.е. в отсутствие угрозы возникновения избыточного давления под защитной оболочкой, клапаны 15-17 закрываются.

Если при запроектных аварийных ситуациях, связанных с разрывом трубопроводов большого диаметра первого контура или разрушением корпуса реактора, произошел отказ в работе активной системы вентиляции из-за полного отсутствия электроснабжения или из-за прекращения подачи электропитания на электровентилятор 19, то электромагнитные клапаны 12-14 открываются (автоматически при полном обесточивании или с помощью оператора при потере электропитания на электровентиляторе 19), а клапаны 15 и 16 закрываются. Газовая среда из газгольдера (или емкости со сжатым газом или воздухом) 9 направляется в эжектор 4, где смешивается с газовой фазой, засасываемой эжектором из защитной оболочки через сорбционный модуль. Т.к. масса трубчатки теплообменных каналов 23 сорбционного модуля 20 содержится в постоянном прогретом состоянии за счет подсоединения теплопередающих каналов к тракту теплоносителя, происходит нагрев радиоактивной парогазовой смеси с осушением капельной влаги, содержащейся в смеси, и последующим перегревом всей газовой смеси. Далее эвакуируемая радиоактивная парогазовая смесь проходит очистку на сорбционном модуле 20. В результате работы эжектора 4 в защитной оболочке 1 создается постоянное разрежение по отношению к атмосферному давлению. После эжектора 4 очищенная от радиоактивности парогазовая смесь поступает в вентиляционную трубу 27. Благодаря созданию разрежения в защитной оболочке 1 исключается неорганизованный выход радиоактивной парогазовой смеси через неплотности в защитной оболочке 1 в окружающую среду без очистки, т.е. предотвращается загрязнение окружающей среды. После удаления избыточного давления под защитной оболочкой, подачи электроснабжения и отсутствия угрозы возникновения избыточного давления под защитной оболочкой клапаны 12-14 и 17 закрываются.

Предлагаемое устройство по отношению к ранее известным устройствам активной и пассивной систем фильтрации имеет новое положительное свойство, заключающееся в том, что оно поддерживает разрежение в защитной оболочке даже при полном обесточивании АЭС первого и второго поколений с одной защитной оболочкой независимо от параметров эвакуируемой радиоактивной парогазовой среды, а также технических характеристик системы очистки.

Технико-экономический эффект состоит в повышении безопасности АЭС вследствие предотвращения аварийных выбросов радиоактивной парогазовой смеси при запроектных авариях на АЭС первого и второго поколений с одной защитной оболочкой и обеспечении удержания радиоактивных веществ в размерах санитарно-защитной зоны атомной станции.

Устройство для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки АЭС, содержащее эжектор, теплообменники, сорбционный модуль и вентиляционную трубу, отличающееся тем, что эжектор установлен между вентиляционной трубой и электровентилятором, при этом сопло эжектирующего газа подсоединено к газгольдеру или другой емкости со сжатым газом или воздухом, выходное сопло присоединено к вентиляционной трубе, сопло эжектируемого газа подсоединено к выходу из электровентилятора, вход которого присоединен к разветвлению: одна ветвь связана с активной системой фильтрации радиоактивной парогазовой смеси из защитной оболочки на АЭС, другая - с сорбционным модулем.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к эксплуатационной безопасности атомной электростанции, и может быть использовано для перегрузки транспортного контейнера с ядерным топливом с железнодорожной платформы внутрь железобетонной защитной оболочки.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности на АЭС с двумя защитными оболочками, и может быть использовано в устройствах поддержания разрежения в межоболочечном пространстве в случае отказа вентиляционных систем, требующих электроэнергию для своей работы.

Изобретение относится к технике высоких давлений и может быть использовано для разгерметизации герметичного силового корпуса изделия, находящегося под высоким давлением жидкой или газообразной окружающей среды, и сброса составных частей корпуса после его разгерметизации.

Изобретение относится к резервуарам высокого давления, в частности к конструкциям корпусов ядерных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к атомным электростанциям с реакторами корпусного типа, и касается закрепления корпуса ядерного реактора в шахте.

Изобретение относится к устройствам, функционирующим под высоким давлением. .

Изобретение относится к области ядерной техники и используется в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. .

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

Изобретение относится к транспортному судостроению, средствам морской транспортировки и хранения сжиженного природного газа (СПГ) и касается конструкции мембранной грузовой емкости для его транспортировки и хранения. Резервуар для транспортировки или хранения СПГ содержит структурированную термоизолированную оболочку, закрепленную на несущей конструкции транспортного судна или емкости. Оболочка состоит из нескольких слоев. При этом один слой является металлическим, герметичным и находится в контакте с перевозимым или хранящимся сжиженным газом. Слой содержит волнообразные гофры. Вершины и впадины волн образуют форму зигзагов. Волнообразные лунки между гофрами с внешней стороны заполнены пористым синтетическим материалом или пастой на основе рубленного стекловолокна и связующего. Достигается повышение прочности и надежности мембранной грузовой емкости для транспортировки и хранения сжиженного газа, уменьшение вероятности нарушения ее герметичности. 2 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к подводным модулям для производства электрической энергии. Модуль содержит удлиненный цилиндрический корпус, в который интегрированы средства (25а, 25b), образующие электрический энергоблок и содержащие средства (28, 29) в виде кипящего ядерного реактора, связанные со средствами (30, 31) производства электрической энергии, соединенные при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Нижняя часть корпуса (12) снабжена средствами (14) для опоры на дно и средствами (15) анкерного крепления модуля (1) на этом дне. Опорные средства (14) в основном выполнены в виде салазок, проходящих от одного конца корпуса к другому и концы (50, 51) которых изогнуты в виде носика лыжи на каждом конце корпуса. Салазки содержат зоны поглощения изменений длины корпуса, связанных с изменением давления, действующего на корпус при его погружении или поднятии на поверхность. Технический результат - возможность автономной укладки модуля на дно и его судовой транспортировки. 6 з.п. ф-лы, 14 ил.

Изобретение относится к области радиационной безопасности и предназначено для очистки воздуха от радиоактивных примесей при радиационных авариях радиационно-опасных объектов внутри специальных сооружений. Технический результат - расширение функциональных возможностей. Устройство содержит в воздуховоде систему контроля радиационной обстановки и блок фильтров радиационной очистки. Это обеспечивает оперативный контроль за радиационной обстановкой внутри специального сооружения и обеспечивает очистку воздуха внутреннего объема специального сооружения от радиоактивных примесей без выброса их в окружающую среду. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к подводному модулю для производства электрической энергии. Модуль содержит средства (12) в виде удлиненного цилиндрического корпуса, в которые интегрированы средства (25а, 25b), образующие электрический энергоблок и содержащие средства (28, 29) в виде кипящего ядерного реактора, связанные со средствами (30, 31) производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Согласно изобретению модуль содержит два электрических энергоблока (25а, 25b), расположенные симметрично с двух сторон от центральной поперечной плоскости средств (12) в виде кессона вдоль их продольной оси. Технический результат - защищенность модуля от внешних воздействий, возможность автономно ложиться на дно. 44 з.п. ф-лы, 14 ил.

Изобретение относится к области электротехники, а именно к герметичным вводам электрических цепей в герметичную зону многослойной защитной оболочки атомных электростанций. Герметичный кабельный ввод сквозь наружную и внутреннюю стены защитной оболочки атомной электростанции содержит расположенный во внутренней стене 1 закладной патрубок 3 с жестко закрепленным внутри входным участком 44 кабеля 2. Соосно патрубку 3 установлено в наружной стене 11 средство для компенсирования относительного движения между кабелем 2 и наружной стенкой 11. Средство для компенсирования имеет трубу 19 с сильфоном 24 на наружном торце 20 и вторым аналогичным сильфоном 25, симметрично установленным на противоположном торце 21 трубы 19 у внутренней поверхности 18 наружной стены 11. Свободные концы 30 и 31 обоих сильфонов 24 и 25 выполнены конусообразными, внутренние поверхности 28 и 29 которых являются опорными элементами для выходного участка 46 кабеля 2, который свободно расположен в трубе 19 с зазором 47 относительно внутренней поверхности 49 трубы 19. Изобретение обеспечивает повышение надежности работы герметичного кабельного ввода при использовании трудноизгибаемых высоковольтных электрических проводников. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение касается атомной электростанции (1). АЭС включает защитную оболочку (2), содержащую корпус (3) реактора под давлением, ступень (6, 6′) аэрозольной фильтрации, линию (8) сброса давления, посредством которой отфильтрованный в ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации объемный поток газа через проход в защитной оболочке (2) может выводиться в окружающую среду. АЭС далее включает в себя ступень (7, 7′) йодной фильтрации, посредством которой отфильтрованный в ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации объемный поток газа может фильтроваться перед выдачей в окружающую среду, причем ступень (7, 7′) йодной фильтрации также расположена внутри защитной оболочки (2). Предусмотрено, что ступень (6, 6′) аэрозольной фильтрации и ступень (7, 7′) йодной фильтрации соединены друг с другом таким образом, что перенаправление объемного потока газа, исходя из ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации в ступень (7, 7′) йодной фильтрации, осуществляется, по существу, на одинаковом уровне давления. Технический результат - повышение эффективности улавливания выброса АЭС. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к области управления и регулирования экологической безопасностью при авариях атомных реакторов на АЭС. Система состоит из блока контроля за аварийной ситуацией атомного реактора с датчиками температуры и давления и регулирующими клапанами; металлического кожуха безопасности, который обрамляет реактор, а своей верхней конусной частью соединяется через линию сброса и регулирующий клапан с насадочной колонной; насадочной колонны, заполненной керамическими кольцами Рашига; каскадного щелочного реактора; барабанных вакуум-фильтров. Технический результат - повышение надежности управления и регулирования экологической безопасностью выбросов высокотемпературных радиоактивных газов, водяного пара с дисперсным материалом и радиоактивной пылью при аварии атомного реактора за счет высокой автоматизации системы. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх