Пассивная система фильтрации зоны загрузки топлива



Пассивная система фильтрации зоны загрузки топлива
Пассивная система фильтрации зоны загрузки топлива
Пассивная система фильтрации зоны загрузки топлива

 


Владельцы патента RU 2598865:

ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЛЛС (US)

Изобретение относится к пассивной системе фильтрации для зоны загрузки топлива, имеющей бассейн отработанного топлива в ядерном реакторе. Пассивная система фильтрации уменьшает выпуск в атмосферу частиц, таких как радиоактивные частицы, образуемые в случае кипения бассейна отработанного топлива. Пассивная система фильтрации содержит канал выпуска, механизм вентиляции, расположенный между зоной загрузки топлива и каналом выпуска. Механизм вентиляции выполнен с возможностью высвобождения смеси водяного пара и воздуха из зоны загрузки топлива в канал выпуска. Смесь водяного пара и воздуха содержит частицы. Пассивная система фильтрации дополнительно содержит блок фильтрации воздуха, расположенный в канале выпуска, и этот блок имеет, по меньшей мере, один пассивный фильтр. Смесь водяного пара и воздуха прокачивается, по меньшей мере, через один пассивный фильтр благодаря разности давления, создаваемой в зоне загрузки топлива. Технический результат - повышение радиационной безопасности в зоне загрузки топлива АЭС. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящее изобретение в целом относится к пассивной системе фильтрации для атомной электростанции, а более конкретно к пассивной системе фильтрации в зоне загрузки топлива атомной электростанции.

ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Генерирование электрической энергии с помощью ядерного реактора осуществляется посредством ядерной реакции радиоактивных материалов. Из-за летучести компонентов ядерной реакции, атомные электростанции на практике необходимо конструировать таким образом, чтобы были гарантированы здоровье и безопасность населения.

В обычных ядерных реакторах, используемых для генерирования электрической энергии, ядерное топливо используется и удаляется периодически из ядерного реактора, и заменяется свежим топливом. Отработанное ядерное топливо генерирует тепло радиоактивного распада и остается радиоактивным после удаления его из ядерного реактора. Таким образом, предусматривается складские сооружения для безопасного хранения для приема отработанного ядерного топлива. В ядерных реакторах, таких как реакторы, охлаждаемый водой под давлением, предусматривается бассейн в качестве бассейна для хранения для отработанного ядерного топлива. Бассейн отработанного ядерного топлива конструируется таким образом, чтобы он содержал такой уровень воды, чтобы отработанное ядерное топливо хранилось под водой. Бассейн отработанного ядерного топлива, как правило, конструируют из цемента, и он имеет и, по меньшей мере, 40 футов (12 м) в глубину. В дополнение к тому, что управляется и отслеживается уровень воды, управляется и отслеживается также и качество воды для предотвращения распада топлива, когда оно находится в бассейне отработанного ядерного топлива. Дополнительно, вода в бассейне отработанного ядерного топлива непрерывно охлаждается для отвода тепла, которое вырабатывается отработанным ядерным топливом.

Как правило, атомная электростанция включает в себя систему охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива, которая конструируется с возможностью отвода тепла радиоактивного распада, генерируемого хранящимся отработанным ядерным топливом, из воды в бассейне отработанного ядерного топлива. Отвод тепла радиоактивного распада поддерживает температуру воды бассейна отработанного ядерного топлива в приемлемых пределах, определяемых директивными органами. Система охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива, как правило, содержит насос бассейна отработанного ядерного топлива, который осуществляет циркуляцию воды с высокой температурой из бассейна отработанного ядерного топлива через теплообменник, а затем возвращает охлажденную воду в бассейн отработанного ядерного топлива. В одном из вариантов осуществления, система охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива содержит две механических последовательности оборудования. Каждая последовательность содержит один насос бассейна отработанного ядерного топлива, один теплообменник бассейна отработанного ядерного топлива, одно деминерализатор бассейна отработанного ядерного топлива и один фильтр бассейна отработанного ядерного топлива. Эти две последовательности оборудования делят между собой общие коллекторы отсоса и выпуска. В дополнение к этому, система охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива содержит трубы, клапаны и инструменты, необходимые для работы системы. В этом варианте осуществления, одна последовательность непрерывно охлаждает и очищает бассейн отработанного ядерного топлива, в то время как другая последовательность доступна для переноса воды, очистки танка-хранилища воды для восполнения ее в защитной оболочке реактора или для совмещения в качестве резервного оборудования для рабочей последовательности оборудования.

Фиг. 1 показывает систему 10 охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива (SFPC) во время ее нормальной работы в соответствии с предыдущим уровнем техники. SFPC 10 содержит бассейн 15 отработанного ядерного топлива. Бассейн 15 отработанного ядерного топлива содержит некоторый уровень воды 16, которая находится при высокой температуре в результате интенсивного тепловыделения отработанного ядерного топлива (не показано), которое переносится из ядерного реактора (не показан) в бассейн 15 отработанного ядерного топлива. Система 10 SFPC содержит последовательности A и B. Последовательности A и B используют для охлаждения воды в бассейне 15 отработанного ядерного топлива. Как описано ранее, типичной является работа любой последовательности из последовательности A, последовательности B для непрерывного охлаждения и очистки бассейна 15 отработанного ядерного топлива, в то время как другая последовательность является доступной в качестве резервной последовательности. Каждая из последовательностей A и B содержит насос 25 SFPC, теплообменник 30 и систему 45 деминерализатора и фильтра SFPC. Эти последовательности делят между собой общий коллектор 20 отсоса и общий коллектор 50 выпуска. В каждой из последовательностей A и B, вода покидает бассейн 15 отработанного ядерного топлива через коллектор 20 отсоса и прокачивается через насос 25 SFPC в теплообменник 30 SFPC. В теплообменнике 30 SFPC, проточная линия 40 пропускает воду из модульной системы охлаждения воды (CCWS) (не показана) через теплообменник 30 SFPC и обратно в CCWS. Тепло из воды, поступающей в теплообменник 30 SFPC (из бассейна 15 отработанного ядерного топлива), переносится в воду, подводимую с помощью проточной линии 40, и возвращается обратно в CCWS через проточную линию 40. Охлажденная вода покидает теплообменник 30 SFPC и проходит через систему 45 деминерализатора и фильтра SFPC, расположенную после теплообменника 30 SFPC. Очищенная и охлажденная вода покидает систему 45 деминерализатора и фильтр, переносится через общий коллектор 50 выпуска и возвращается в бассейн 15 отработанного ядерного топлива.

В последнее время, производители ядерных реакторов предлагают пассивные конструкции атомных электростанций, то есть, атомные электростанции, которые могут исключать аварии в ядерном реакторе без вмешательства оператора или без общего отключения энергии. Westinghouse Electric Company LLC предлагает пассивную конструкцию атомной электростанции AP1000. Конструкция AP1000 содержит улучшенные особенности пассивной безопасности и многочисленные упрощения атомной электростанции для улучшения безопасности, строительства, работы и обслуживания атомной электростанции. Конструкция AP100 концентрируется на особенностях безопасности, которые основываются на естественных силах. Системы безопасности в конструкции AP100 используют естественные движущие силы, такие как газ высокого давления, течение под действием силы тяжести, естественное циркуляционное течение и конвекция. Системы безопасности не используют активных компонентов (такие как насосы, вентиляторы или дизельные генераторы), и они конструируются для функционирования систем поддержки используемых для безопасности (таких как электроэнергия переменного тока, масса охлаждающей воды, техническая вода и HVAC). Зона загрузки топлива AP100 конструируется таким образом, что главные средства защиты топлива обеспечиваются с помощью пассивных средств и основаны на кипении запаса воды бассейна отработанного ядерного топлива для отвода тепла радиоактивного распада. Таким образом, в исключительных случаях, бассейн отработанного ядерного топлива может кипеть.

Если предполагать полный отказ активной системы охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива, охлаждение отработанного ядерного топлива может обеспечиваться теплоемкостью воды в бассейне отработанного ядерного топлива. Предусматривается восполнение воды в бассейне отработанного ядерного топлива с помощью пассивного средства для поддержания уровня воды в бассейне выше отработанного ядерного топлива, при этом кипение воды в бассейне обеспечивает отвод тепла радиоактивного распада. Кипение воды в бассейне отработанного ядерного топлива высвобождает большие количества водяного пара в зоне загрузки топлива. Водяной пар смешивается с воздухом в зоне загрузки топлива и должен выпускаться из этой зоны для предотвращения роста давления. Смесь водяной пар/воздух высвобождается из зоны загрузки топлива в атмосферу. Это может потенциально приводить в результате к выпуску радиоактивных загрязнений воздуха в атмосферу.

Анализ показывает, что минимальные дозы радиации, которые заведомо находятся в приемлемых пределах, могут возникать в результате начала кипения. Однако является преимущественным создание системы фильтрации отработанного ядерного топлива и способа дополнительного уменьшения доз радиоактивности, которые выпускаются в атмосферу из-за начала кипения бассейна отработанного ядерного топлива в зоне загрузки топлива ядерного реактора. Является желательным, чтобы система и способ представляли собой пассивный механизм, который является простым по конструкции и осуществлению и является эффективным при удалении радиоактивных частиц в случае возникновения кипения бассейна отработанного ядерного топлива в ядерном реакторе.

КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В одном из аспектов, настоящее изобретение предлагает пассивную систему фильтрации для зоны загрузки топлива, имеющую бассейн отработанного ядерного топлива в ядерном реакторе, для уменьшения выброса в атмосферу частиц, создаваемых в случае кипения бассейна отработанного ядерного топлива. Пассивная система фильтрации содержит канал выпуска, имеющий первый конец, соединенный с зоной загрузки топлива и второй конец, соединенный с атмосферой; механизм вентиляции, расположенный между зоной загрузки топлива и первым концом канала выпуска, причем механизм вентиляции выполнен с возможностью выпуска смеси водяного пара и воздуха из зоны загрузки топлива в канал выпуска, смесь водяного пара и воздуха содержит частицы; блок фильтрации воздуха, расположенный в канале выпуска, блок фильтрации воздуха содержит, по меньшей мере, один пассивный фильтр, смесь водяного пара и воздуха прокачивается, по меньшей мере, через один пассивный фильтр благодаря разности давлений, генерируемой в зоне загрузки топлива, по меньшей мере, один пассивный фильтр выполнен с возможностью улавливания частиц из смеси водяного пара и воздуха с получением фильтрованной смеси водяного пара и воздуха; и второй механизм вентиляции, соединенный с блоком фильтрации воздуха, причем второй механизм вентиляции выполнен с возможностью высвобождения фильтрованной смеси водяного пара и воздуха в атмосферу.

В одном из вариантов осуществления, пассивная система фильтрации может дополнительно включать в себя, по меньшей мере, один сток, соединенный с блоком фильтрации воздуха, сток выполнен с возможностью возвращения в зону загрузки топлива или в другую соответствующую точку выпуска конденсата, создаваемого из смеси водяного пара и воздуха в блоке фильтрации воздуха. В другом варианте осуществления, пассивная система фильтрации может включать два стока. В другом варианте осуществления, пассивная система фильтрации может включать один сток, расположенный вверх по потоку от фильтра и другой сток, расположенный вниз по потоку от фильтра.

В одном из вариантов осуществления, первый механизм вентиляции пассивной системы фильтрации может включать в себя, по меньшей мере, один демпфер, работающий под действием температуры. В другом варианте осуществления, второй механизм вентиляции может включать, по меньшей мере, один открывающийся при отказе или работающий под действием силы тяжести демпфер. В другом варианте осуществления, первый и второй механизмы вентиляции могут, каждый, содержать два демпфера.

В одном из вариантов осуществления, смесь водяного пара и воздуха, высвобождаемая из первого механизма вентиляции имеет более высокий уровень содержания частиц, по сравнению с фильтрованной смесью водяного пара и воздуха, высвобождаемой из второго механизма вентиляции.

В альтернативных вариантах осуществления, ядерный реактор представляет собой реактор высокого давления или реактор с кипящей водой.

В другом варианте осуществления, пассивный фильтр содержит воздушный фильтр частиц высокой эффективности.

В другом варианте осуществления, частицы включают в себя радиоактивные частицы.

В другом аспекте, настоящее изобретение предлагает способ фильтрации частиц из смеси водяного пара и воздуха, создаваемых в случае кипения бассейна отработанного ядерного топлива зоне загрузки топлива ядерного реактора перед выпуском смеси водяного пара и воздуха в атмосферу. Способ включает выпуск смеси водяного пара и воздуха из зоны загрузки топлива через механизм вентиляции; прохождение смеси водяного пара и воздуха через пассивный фильтр; улавливание, по меньшей мере, части частиц, содержащихся в смеси водяного пара и воздуха в пассивном фильтре, с получением фильтрованной смеси водяного пара и воздуха; и выпуск фильтрованной смеси водяного пара и воздуха через механизм вентиляции в атмосферу. Выпуск и прохождение смеси водяного пара и воздуха используют пассивные средства, содержащие разность давлений, создаваемую в зоне загрузки топлива.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Фиг. 1 схематически показывает систему охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива, в соответствии с предыдущим уровнем техники.

Фиг. 2 схематически показывает пассивную систему фильтрации бассейна отработанного ядерного топлива, в соответствии с вариантом осуществления настоящего изобретения.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ВОПЛОЩЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящее изобретение относится к пассивной системе фильтрации и к использованию, по меньшей мере, одного пассивного фильтра в зоне загрузки топлива в ядерном реакторе, таком как реактор, охлаждаемый водой под давлением, для уменьшения выпуска частиц, таких как радиоактивные частицы, в атмосферу в случае кипения бассейна отработанного ядерного топлива.

В ядерном реакторе, бассейн отработанного ядерного топлива находится в зоне загрузки топлива. Бассейн отработанного ядерного топлива содержит воду и сохраняет отработанное ядерное топливо, удаляемое из активной зоны ядерного реактора. Отработанное ядерное топливо генерирует тепло радиоактивного распада и остается радиоактивным после удаления из активной зоны ядерного реактора, и переносится в бассейн отработанного ядерного топлива. Таким образом, предусматривается система охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива в ядерных реакторах для отвода тепла радиоактивного распада и поддержания температуры воды в бассейне отработанного ядерного топлива в приемлемых пределах. Могут использоваться активные и/или пассивные системы охлаждения бассейнов отработанного ядерного топлива. Как описано ранее в настоящем документе, Фиг. 1 показывает пример активной системы охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива, известной в данной области. Пассивные системы охлаждения бассейна отработанного ядерного топлива могут конструироваться таким образом, что вода в бассейне отработанного ядерного топлива кипит для отвода тепла радиоактивного распада, генерируемого отработанным ядерным топливом. В результате кипения воды в бассейне отработанного ядерного топлива, в зоне загрузки топлива генерируются большие количества водяного пара. Водяной пар смешивается с воздухом в зоне загрузки топлива. Смесь водяного пара и воздуха может содержать частицы и загрязнения, такие как радиоактивные частицы и радиоактивные загрязнения воздуха. Кроме того, температура и давление в зоне загрузки топлива повышаются в результате кипения воды в бассейне отработанного ядерного топлива. Смесь водяного пара и воздуха высвобождается из зоны загрузки топлива через канал выпуска и в атмосферу для предотвращения роста давления в зоне загрузки топлива. Выпуск смеси водяного пара и воздуха может приводить в результате к выбросу радиоактивных загрязнений воздуха в атмосферу.

Пассивная система фильтрации по настоящему изобретению предлагает средство фильтрации смеси водяного пара и воздуха. Механизм вентиляции располагается в зоне загрузки топлива. Механизм вентиляции выполнен с возможностью выпуска смеси водяного пара и воздуха в канал выпуска, который соединен с зоной загрузки топлива. Механизм вентиляции может включать в себя, по меньшей мере, один демпфер, работающий под действием температуры. Когда температура повышается, по меньшей мере, один демпфер, работающий под действием температуры, открывается для удаления водяного пара и воздуха из зоны загрузки топлива в канал выпуска. В одном из вариантов осуществления, имеются два демпфера, работающий под действием температуры, так что один из них доступен в качестве резервного устройства.

По меньшей мере, один пассивный фильтр может располагаться в канале выпуска, который проходит от зоны загрузки топлива до атмосферы. Таким образом, водяной пар и воздух, который удаляется через работающий под действием температуры демпфер (демпферы), проходит через пассивный фильтр (фильтры) перед выпуском в атмосферу. Смесь водяного пара и воздуха прокачивается через пассивный фильтр (фильтры) благодаря разности давлений в зоне загрузки топлива. Пассивный фильтр (фильтры) способен удалять частицы и загрязнения из смеси водяного пара и воздуха, генерируемого в зоне загрузки топлива в результате случая кипения бассейна отработанного ядерного топлива. Частицы и загрязнения могут содержать радиоактивные частицы и радиоактивные загрязнения воздуха. Кроме того, пассивный фильтр (фильтры) является эффективным при понижении уровня радиоактивных частиц и радиоактивных загрязнений воздуха, которые выпускаются в атмосферу. Пассивный фильтр (фильтры) является доступным до, во время и после случая кипения бассейна отработанного ядерного топлива. Анализ показал, что уровень выпуска радиоактивных частиц находится в приемлемых пределах, предусмотренных United States Nuclear Regulatory Commission. Однако пассивный фильтр (фильтры) по настоящему изобретению обеспечивает дополнительную уверенность в том, что выпуск радиоактивных частиц и загрязнений находится заведомо внутри приемлемых пределов.

Пассивный фильтр (фильтры) для использования в настоящем изобретении может включать широкое разнообразие фильтров, известных в данной области, которые способны удалять частицы и/или загрязнения из водяного пара, воздуха или их смесей, без активных средств. В одном из вариантов осуществления, фильтры представляют собой воздушные фильтры высокой эффективности для частиц (HEPA). Как правило, фильтры HEPA состоят из слоя неупорядоченно расположенных волокон. Волокна могут состоять из разнообразных материалов, таких как, но, не ограничиваясь этим, стекловолокно. Как правило, фильтры HEPA работают, захватывая частицы благодаря тому, что частицы прилипают к волокнам или частицы погружаются в волокна.

В настоящем изобретении, пассивный фильтр (фильтры) обеспечивает пассивное средство для фильтрации воздуха в атмосфере. Смесь водяного пара и воздуха прокачивается через пассивный фильтр (фильтры) под действием разности давлений в зоне загрузки топлива. Таким образом, нет необходимости в использовании активных средств, таких как вентилятор, для прокачивания смеси водяного пара и воздуха через пассивный фильтр (фильтры).

Канал выпуска между зоной загрузки топлива и атмосферой может включать в себя различные конструкции для включения пассивного фильтра (фильтров) и канала фильтрации. В одном из вариантов осуществления, по меньшей мере, один пассивный фильтр содержится в корпусе, который располагается в блоке фильтрации воздуха, который находится в канале выпуска. Блок фильтрации воздуха содержит механизм вентиляции, который высвобождает фильтрованную смесь водяного пара и воздуха в атмосферу. Механизм вентиляции содержит, по меньшей мере, один открывающийся при отказе или работающий под действием силы тяжести демпфер выпуска. По меньшей мере, один открывающийся при отказе или работающий под действием силы тяжести демпфер выпуска располагается ниже по потоку от пассивного фильтра (фильтров). Количество демпферов выпуска может изменяться. Как правило, имеется несколько демпферов выпуска для цели резервирования. Таким образом, во время нормальной работы, открывающийся при отказе или работающий под действием силы тяжести демпфер (демпферы) выпуска может изолировать пассивный фильтр (фильтры) от атмосферы. Кроме того, открывающийся при отказе или работающий под действием силы тяжести демпфер (демпферы) выпуска защищает пассивный фильтр (фильтры) от повреждений, когда он не используется (например, во время нормальной работы атомной электростанции на ядерном реакторе).

В настоящем изобретении, смесь водяного пара и воздуха, которая высвобождается из первого механизма вентиляции, имеет более высокий уровень частиц, по сравнению с фильтрованной смесью водяного пара и воздуха, которая высвобождается из демпфера (демпферов) выпуска.

В одном из вариантов осуществления, блок фильтрации воздуха содержит, по меньшей мере, один сток или канал дренирования для воды, который может возвращать конденсированный водяной пар из блока фильтрации воздуха в зону загрузки топлива или в другую пригодную для использования точку выпуска для уменьшения вероятности случайного выпуска конденсата, который может содержать радиоактивность. В одном из вариантов осуществления, блок фильтрации воздуха содержит два стока. Один сток располагается выше по потоку от пассивного фильтра (фильтров), который располагается в блоке фильтрации воздуха, а другой сток в положении ниже по потоку, например, за пассивным фильтром (фильтрами) или позади пассивного фильтра (фильтров).

В случае чрезвычайного происшествия, например, когда система охлаждения отработанного ядерного топлива недоступна и вода бассейна отработанного ядерного топлива нагревается и кипит, для отвода тепла радиоактивного распада, демпфер (демпферы) выпуска, открывается, так что пассивный фильтр (фильтры) может принимать водяной пар и/или воздух из зоны загрузки топлива и удалять частицы, такие как радиоактивные частицы, из водяного пара и воздуха перед их выпуском из канала выпуска в атмосферу. Во время нормальной работы ядерного реактора, демпфер (демпферы) выпуска и/или демпфер (демпферы), работающие под действием температуры, изолируют пассивный фильтр (фильтры) и путь выпуска/ фильтрации от зоны загрузки топлива.

Фиг. 2 показывает пассивную систему 100 фильтрации бассейна отработанного топлива, в соответствии с вариантом осуществления настоящего изобретения. Система 100 фильтрации бассейна для отработанного топлива содержит бассейн 15 отработанного ядерного топлива и уровень 16 воды, как показано на фиг. 2. Кроме того, система 100 фильтрации бассейна отработанного топлива содержит зону 101 загрузки топлива и канал 115 выпуска. Первый конец канала 115 выпуска соединяется с зоной 101 загрузки топлива, а второй конец канала 115 выпуска соединяется с атмосферой 155. На фигуре 2, бассейн 15 отработанного топлива находится в зоне 101 загрузки топлива. Зона 101 загрузки топлива содержит демпферы 105, 110, которые приводятся в действие температурой и могут открываться для выпуска водяного пара/воздуха из зоны 101 загрузки топлива в канал 115 выпуска. Демпферы 105, 110 располагаются между зоной 101 загрузки топлива и первым концом канала 115 выпуска, например, на границе раздела между ними. В канале 115 выпуска расположен блок 125 фильтрации воздуха. Блок 125 фильтрации воздуха содержит фильтр 130 HEPA. В одном из вариантов осуществления, блок 125 фильтрации воздуха может содержать несколько фильтров 130 HEPA. Водяной пар/воздух в канале 115 выпуска поступает в блок 125 фильтрации воздуха и проходит через фильтр 130 HEPA. Фильтр HEPA может удалять частицы и загрязнения из смеси водяной пар/воздух. Затем фильтрованная смесь водяной пар/воздух покидает фильтр 130 HEPA, проходит через демпферы 145, 150, входит в блок 125 фильтрации воздуха и выпускается в атмосферу 155. Демпферы 145, 150 открываются при отказе и являются приводными или пневматическими; или они работают под действием силы тяжести. Кроме того, блок 125 фильтрации воздуха содержит стоки 135, 140. Любой конденсат, например, вода, которая конденсируется из водяного пара/воздуха, может собираться в стоках 135, 140 и возвращаться в зону 101 загрузки топлива. Сток 135 располагается выше по потоку от фильтра 130 HEPA и сток 140 располагается ниже по потоку от фильтра 130 HEPA, например, за ним.

Хотя настоящее изобретение описано в терминах разнообразных конкретных вариантов осуществления, специалисты в данной области заметят, что изобретение может осуществляться с модификациями, осуществляемыми в пределах духа и рамок прилагаемой формулы изобретения.

1. Пассивная система охлаждения отработанного топлива для удаления тепла радиоактивного распада из зоны (101) загрузки топлива в ядерной реакторной установке, когда система охлаждения отработанного топлива недоступна, содержащая:
бассейн (15) отработанного топлива, размещенный в зоне (101) загрузки топлива, содержащий:
отработанное топливо из ядерного реактора, и
воду;
тепло радиоактивного распада, генерируемое отработанным топливом,
смесь в зоне (101) загрузки топлива, содержащая:
пар, генерируемый кипящей водой,
воздух; и
радиоактивные частицы;
канал (115) выпуска, имеющий первый конец, соединенный с зоной (101) загрузки топлива, и второй конец, соединенный с атмосферой (155);
первый механизм вентиляции, расположенный в зоне (101) загрузки топлива на границе раздела зоны (101) загрузки топлива и первым концом канала (115) выпуска, причем первый механизм вентиляции содержит по меньшей мере один демпфер (105), активируемый под действием температуры, для высвобождения смеси из зоны (101) загрузки топлива в канал (115) выпуска;
блок (125) фильтрации воздуха, расположенный в канале (115) выпуска, причем блок (12 5) фильтрации воздуха, содержит, по меньшей мере, один пассивный воздушный фильтр частиц с высоким коэффициентом полезного действия, содержащий:
мат, состоящий из неупорядоченно расположенных волокон, структурированный для улавливания радиоактивных частиц из смеси для получения фильтрованной смеси, когда смесь пропускается через по меньшей мере один пассивный воздушный фильтр частиц с высоким коэффициентом полезного действия под действием разности давлений, формируемой в зоне (101) загрузки топлива; и
второй механизм вентиляции, размещенный ниже по потоку от по меньшей мере одного пассивного воздушного фильтра частиц с высоким коэффициентом полезного действия и структурированный для высвобождения фильтрованной смеси в атмосферу (155).

2. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 1, дополнительно содержащая, по меньшей мере, один сток (135), соединенный с блоком (125) фильтрации воздуха, причем сток (135) выполнен с возможностью возвращения в зону (101) загрузки топлива или в другую пригодную точку выпуска конденсата, формируемого из смеси водяного пара и воздуха в блоке (125) фильтрации воздуха.

3. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 2, в которой, по меньшей мере, один сток представляет собой два стока (135, 140).

4. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 3, в которой один сток (135) расположен выше по потоку, по меньшей мере, одного пассивного фильтра, а другой сток (140) расположен ниже по потоку, по меньшей мере, одного пассивного фильтра.

5. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 1, в которой второй механизм вентиляции содержит, по меньшей мере, один демпфер (145), открывающийся при отказе или работающий под действием силы тяжести.

6. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 1, в которой первый и второй механизмы вентиляции, каждый, содержат два демпфера (105, 110 и 145, 150).

7. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 1, в которой смесь водяного пара и воздуха, высвобождаемая из первого механизма вентиляции, имеет более высокий уровень частиц по сравнению с фильтрованной смесью водяного пара и воздуха, высвобождаемой из второго механизма вентиляции.

8. Пассивная система охлаждения отработанного топлива по п. 1, в которой ядерный реактор выбран из группы, состоящей из ядерного реактора высокого давления, ядерного реактора с кипящей водой и других типов ядерных реакторов.

9. Способ фильтрации радиоактивных частиц из смеси водяного пара и воздуха, формируемой в случае кипения бассейна отработанного ядерного топлива в зоне (101) загрузки топлива ядерного реактора, когда система охлаждения отработанного топлива недоступна, содержащий этапы, на которых:
обеспечивают в зоне (101) загрузки топлива бассейн (15) отработанного топлива, содержащий воду;
принимают отработанное топливо из ядерного реактора;
генерируют тепло радиоактивного распада из отработанного топлива;
обеспечивают кипение воды,
генерируют пар для удаления тепла радиоактивного распада;
смешивают пар с воздухом в зоне (101) загрузки топлива;
формируют смесь пара и воздуха, содержащего радиоактивные частицы;
обеспечивают канал (115) выпуска;
обеспечивают первый вентильный механизм, размещенный в зоне (101) загрузки топлива, содержащий по меньшей мере один демпфер (105), активируемый под действием температуры;
выпускают смесь водяного пара и воздуха из зоны (101) загрузки топлива через первый механизм вентиляции в канал (115) выпуска;
пропускают смесь водяного пара и воздуха через по меньшей мере один пассивный воздушный фильтр частиц с высоким коэффициентом полезного действия, размещенный в канале (115) выпуска, причем по меньшей мере один пассивный воздушный фильтр частиц с высоким коэффициентом полезного действия содержит мат, состоящий из неупорядоченно расположенных волокон;
улавливают в указанный мат, по меньшей мере, часть радиоактивных частиц, содержащихся в смеси водяного пара и воздуха, для получения фильтрованной смеси водяного пара и воздуха при пропускании смеси через по меньшей мере один пассивный воздушный фильтр частиц с высоким коэффициентом полезного действия под действием разности давлений, формируемой в зоне (101) загрузки топлива; и
выпускают фильтрованную смесь водяного пара и воздуха через второй механизм вентиляции, размещенный ниже по потоку от по меньшей мере одного пассивного воздушного фильтра частиц с высоким коэффициентом полезного действия и структурированный для высвобождения фильтрованной смеси в атмосферу (155).



 

Похожие патенты:

Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС.

Заявленное изобретение относится к способу регенерации материала ядерного топлива. В заявленном способе осуществляют выделение материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, и переработку оксида материала ядерного топлива в реакторе (1), содержащего оксид тория в отработавшем топливе, помещенный в корзину (3а).
Изобретение относится к области ядерных технологий, в частности к топливу АЭС на тепловых нейтронах. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах включает смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов, при этом в качестве обогащенного урана используется обогащенный регенерированный уран, при соотношении компонентов, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающим 100% загрузку активной зоны реактора.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного. Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут.

Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. .

Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов.

Изобретение относится к способам и устройствам для электромагнитного плазменного разделения химических элементов, изотопов и может быть использовано при выделении элементов или групп элементов из многокомпонентной смеси, производстве стабильных и радиоактивных изотопов химических элементов.

Способ относится к области создания атомных электростанций (АЭС). Способ строительства атомных электростанций с подземным размещением ядерного реактора включает размещение ядерного реактора в подземной шахте.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам герметизации оболочек ядерного реактора. Проем транспортного шлюза герметизируют сопряжением гаек в механизмах уплотнения на герметизирующих полотнах и резьбовых частей шпилек на фланцах транспортных проемов.

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.

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.

Изобретение относится к области радиационной безопасности и предназначено для очистки воздуха от радиоактивных примесей при радиационных авариях радиационно-опасных объектов внутри специальных сооружений.

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 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 области атомной энергетики, а именно к устройствам, предназначенным для ограничения поступления в окружающую среду неочищенных веществ, выделившихся при авариях, например радиоактивных веществ, и используется на энергетических объектах с многослойной защитной оболочкой.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к устройствам, предназначенным для ограничения поступления в окружающую среду веществ, выделившихся при авариях, и используется на энергетических объектах с многослойной защитной оболочкой, где возможно прекращение подачи электроэнергии.
Наверх