Аппарат для дегазации системы охлаждения ядерного реактора

Изобретение относится к подсистеме ядерной реакторной станции для удаления радиоактивных газов и газообразного водорода из охладителя реактора. Подсистема включает контактор, содержащий мембрану, которая разделяет внутреннюю часть контактора на впускную камеру и выпускную камеру, причем мембрана имеет поры, сквозь которые проходят радиоактивные газы и газообразный водород из впускной камеры в выпускную камеру, но не проходит охладитель реактора, вакуумный генератор, соединенный с выпускной камерой для создания в ней вакуума, устройство подачи гелиевого продувочного газа в выпускную камеру, выпускной канал для жидкости, соединенный с выпускным соплом на выпускной камере для подачи дегазованной части охладителя реактора в необходимое положение, и выпускной канал для газа, соединенный с выпускным соплом выпускной камеры для подачи радиоактивных газов и газообразного водорода в систему отработанных газов ядерной реакторной станции. Изобретение обеспечивает упрощение конструкции системы, а также снижение энергопотребления системы и капитальных, и эксплуатационных расходов на систему. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

1. Область техники

[0001] Настоящее изобретение относится в целом к способу удаления растворенных газов из охладителя реактора на ядерной электростанции и в частности к аппарату для удаления растворенного водорода и газообразных продуктов ядерного деления из охладителя реактора путем пропускания охладителя над мембраной и путем экстракции газов с использованием вакуума.

2. Материалы, использованные при экспертизе заявки

[0002] Во время выключения реакторов, охлаждаемых водой под давлением, обычной практикой является дренирование системы охлаждения реактора до уровня ниже кронштейна бака реактора до средней точки выпускных сопел бака реактора. Эта средняя точка совпадает со средней точкой соединяющего трубопровода горячего участка, ведущего к генераторам пара. Такое дренирование позволяет осуществлять инспекции, тестирование и техническое обслуживание во время отключения насосов, генераторов пара, вспомогательных сооружений и других первичных компонентов системы.

[0003] Во время работы реактора некоторые газообразные продукты ядерного деления, например, ксенон и криптон, сформированные в реакциях ядерного деления в ядерном топливе, могут попадать в систему охлаждения реактора и растворяться в охладителе реактора. После выключения, но до начала заправки и технического обслуживания концентрация радиоактивных газов и водорода может быть снижено во избежание избыточного радиационного воздействия на персонал службы технического контроля и технического обслуживания и уменьшить вероятность взрыва в связи с воздействием потенциальной искры на горючую смесь воздуха и водорода в атмосфере защитной оболочки реактора.

[0004] Охладитель реактора был ранее подвергнут дегазации с применением бака контроля объема, соединенного с системой охлаждения реактора. Как правило, система охлаждения реактора прежде всего включает такие компоненты системы подачи ядерного пара как корпус реактора, генераторы пара, насосы для охладителя реактора и соединительный трубопровод. Бак контроля объема - это часть системы, известная как система химического контроля и контроля объема, которая работает в режиме дегазации путем быстрого испарения растворенного водорода и радиоактивных газов из охладителя реактора и в паровое пространство бака контроля объема. Пример такой системы можно было найти в патенте США № 4647425.

[0005] Как правило, относительно малый поток охладителя реактора, называемый расходом отбора, отводится от системы охлаждения реактора и через систему химического контроля и контроля объема. Этот поток сначала охлаждается, а затем очищается в обессоливающей установке со смешанным слоем, фильтруется для удаления растворенной ионного материала или взвешенного материала в виде частиц и пропускается через бак контроля объема.

[0006] В патенте США № 4647425 предложено улучшение работы данной системы химического контроля и контроля объема и снижения времени, необходимого для эффективной дегазации охладителя реактора. Способ, предложенный в данном патенте, использует для вакуумной дегазации систему охлаждения реактора. Данный способ включает дренирование системы охлаждения реактора до приблизительно средней точки горячего участка и поддержание системы охлаждения реактора в не продуваемом состоянии во время операции дренирования. Затем дефлегмирует весь быстро испаряемый охладитель реактора в стороне первого контура генератора пара. Как описано в вышеуказанном патенте, быстро испаряемый охладитель реактора означает жидкий охладитель, который быстро испаряется в паровую фазу благодаря низкому давлению окружающей среды. Дефлегмирование означает конденсацию и охлаждение. Основная часть охладителя реактора, а также дефлегмированный охладитель реактора циркулируют через систему отвода остаточного тепла для охлаждения охладителя реактора. Система охлаждения реактора вакуумируется для удаления любых газов, отделившихся от охладителя реактора. Предпочтительно стадия дренирования системы охлаждения обеспечивает частичный вакуум в не продуваемом корпусе реактора и системе охлаждения реактора во время дренирования. Частичного вакуума достаточно для того, чтобы обеспечить кипение охладителя реактора при преобладающих температурах в системе охлаждения реактора, в результате чего дегазация происходит во время стадии дренирования.

[0007] На фиг. 1 показан один из вариантов осуществления согласно известному уровню техники вакуумной системы дегазации 10, применяемой в настоящее время. Расход отбора попадает в систему через впуск 12 и направляется к впуску 14 дегазаторной колонны 16, где он попадает внутрь колоны через распылительную головку 18. Вакуум внутри сосуда обеспечивается через трубопровод 20 при помощи дегазаторных вакуумных насосов 36 . Избыточный, неиспарившийся охладитель реактора выводится из сосуда при помощи выпускных насосов 22, с компенсаторами 24пульсаций, используемыми для сглаживания импульсов, сгенерированных выпускными диафрагменными насосами 22. Охладитель, выводимый через выпускные насосы 22 затем сбрасывается в бак – сборник 26 для возвращения в систему или для ликвидации. Водный пар и неконденсируемые газы, отделенные от охладителя в дегазаторной колонне 16, направляются через влагоуловитель 28 для удаления захваченного охладителя и направляется в конденсатор 30 паров, где он попадает в теплообменное взаимодействие с охлажденной водой, поступающей и покидающей конденсатор паров через впуски и выпуски 32 и 34. Радиоактивные газы и водород затем выводятся при помощи вакуумных насосов 36 в разделитель-дегазатор 38. Отделенный охладитель затем направляется при помощи насосов 40 разделителя-дегазатора и передается в бак-сборник 26. Радиоактивный газ и водород вентилируются из парового пространства разделителя-дегазатора 38 в систему 42 радиоактивных газообразных отходов реакторной установки. Имеется линия продувки азотом 44 для удаления остатков водорода и радиоактивных газов до проведения технического обслуживания.

[0008] Этот традиционный подход требует значительной энергии для работы больших вакуумных насосов, многочисленных компонентов, например, дегазаторных колонн, насосов перекачки, разделительных сосудов, соединительного трубопровода, клапанов и измерительной аппаратуры, и требует значительных помещений и систем обеспечения, например, охлаждающей воды. Таким образом, в то время как у этих систем уже значительная история, требуется улучшение, которое бы упростило конструкцию, снизило энергию, необходимую для работы системы, размер помещений, требующихся для размещения системы, и снизило капитальные и эксплуатационные расходы на систему.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0009] Эти и другие цели обеспечиваются в подсистеме ядерной реакторной станции для удаления радиоактивных газов и газообразного водорода из охладителя реактора. Подсистема включает контактор с мембраной, разделяющей внутреннюю часть корпуса контактора на впускную камеру и выпускную камеру, где в мембране есть поры, сквозь которые проходят радиоактивные газы и водород из впускной камеры в выпускную камеру; при этом мембрана предотвращает прохождение охладителя реактора через выпускную камеру. Вакуумный генератор соединен с выпускной камерой для обеспечения вакуума в выпускной камере. Выпускной канал для жидкости соединен с выпускным соплом в выпускной камере для пропускания дегазованной части охладителя реактора в необходимое расположение. Аналогично, выпускной канал для газа соединен с выпускным соплом выпускной камеры для передачи радиоактивных газов и водорода в систему отработанных газов ядерной реакторной станции.

[0010] В одном варианте осуществления система продувочного газа соединена с выпускной камерой для подачи относительного небольшого продувочного потока инертного газа в выпускную камеру; предпочтительно инертный газ - азот. Применение продувочного газа в сочетании с вакуумированием повышает эффективность мембран для удаления растворенного газа, минимизируя, таким образом, требуемое число контакторов. В еще одном варианте осуществления корпус контактора содержит множество параллельно соединенных корпусов контакторов. В другом варианте корпуса контакторов могут быть соединены последовательно. В еще одном варианте осуществления корпус контактора содержит множество корпусов контакторов по меньшей мере некоторыми параллельно соединенными корпусами контакторов, и некоторые параллельно соединенные корпуса контакторов соединены последовательно с по меньшей мере одни другим из множества корпусов контакторов. В еще одном варианте осуществления контакторы могут работать без продувочного газа, но могут требовать дополнительные контакторы, соединенные последовательно и/или параллельно.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

[0011] Дальнейшее представление об изобретении можно получить из следующего описания предпочтительных вариантов осуществления при чтении в сочетании со следующими сопутствующими чертежами:

[0012] Фиг. 1 - это схематическое изображение системы вакуумной дегазации согласно известному уровню техники;

[0013] Фиг. 2 - это схематическое изображение одного из вариантов осуществления компонентов настоящего изобретения, которые замещают часть системы на фиг. 1 в пунктирной линии; и

[0014] Фиг. 3 - это схематическое изображение системы фиг. 2 с дополнительным корпусом контактора, расположенным последовательно с двумя параллельными расположениями корпусов контакторов для дальнейшего улучшения качества продукта.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНОГО ВАРИАНТА ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

[0015] В настоящем изобретении используется известная и устоявшаяся технология газовых мембран для удаления растворенных газов из охладителя реактора. В то время как это известная и установленная технология для некоторых приложений, ее ранее не применяли для обработки слабокислых и радиоактивных растворов, контактирующих с первичным охладителем системы ядерного реактора, как видно в альтернативных системах дегазации реактора, предложенных в прошлом и описанных в оценке известного уровня техники в разделе "Уровень техники" патента США № 4647425.

[0016] В соответствии с настоящим изобретением один и более альтернативных "контакторов", которые, соответственно, содержат газовую мембрану, расположены последовательно и/или параллельно, по мере надобности для обеспечения желательного потока и степени удаления газа. Жидкость, содержащая главным образом растворенный водород и радиоактивные газы, т.е. ксенон и криптон, попадает в контакторы при относительно низком давлении и покидает мембраны, дегазированные до желательного уровня. Газовая сторона мембраны вакуумируется для выведения растворенных газов из жидкости через мелкие поры стенок мембраны. Кроме того, небольшой поток инертного продувочного газа, например, азота, с вакуумированной стороны применяется для улучшения степени удаления растворенного газа. Этот поток газа минимизирует число требуемых контакторов. Входной и выходной анализаторы растворенного водорода контролируют эффективность мембран. Такая система проиллюстрирована на фиг. 2 и 3. На фиг. 2 показаны два параллельно соединенных контактора 46, хотя следует учесть, что один, три или четыре и более контакторов можно использовать параллельно по мере необходимости для обеспечения требуемой скорости потока. На фиг. 3 показаны два параллельно соединенных контактора, как на фиг. 2, с третьим контактором, расположенным последовательно с выходом двух параллельных контакторов, для дальнейшего снижения количества газов, которые могут оставаться в дегазированном потоке охладителя.

[0017] Обратимся обратно к фиг. 2: расход отбора попадает в систему на впуске 12 и распределяется через входной канал 48 к каждому из впусков 50 контакторов 46. Газовая сторона мембраны вакуумируется при газовом впуске 52 при помощи вакуумных насосов 54, и через газовые выпуски 56 подается небольшой поток инертного газа, предпочтительно азота, из источника азота 58. Под "инертным газом" подразумевается газ, который не реагирует с очищенными газами т.е. радиоактивными газами или водородом, для формирования смеси нежелательных или опасных газов при вентилировании в систему отработанных газов. Например, можно использовать газообразный гелий, тогда как кислород использовать нельзя. Мембрана внутри контактора 46 содержит поры, достаточно мелкие, чтобы предотвратить прохождение охладителя через газовый вход 52, но достаточно большие для обеспечения прохождения водорода и радиоактивных газов через мембрану. Такие контакторы продаются, например, Liqui-Cel производства Membrana Corporation, Шарлотт, Северная Каролина. Дегазированый охладитель затем покидает контактор 46 через выпуск 60 и передается через выпускной канал 62 в бак-сборник 26, где он может возвращаться в систему реактора или ликвидироваться. Может быть расположено достаточно много соединенных параллельно контакторов 46 для обработки необходимого большого объема содержащего газ охладителя, который требуется рециркулировать или ликвидировать. Извлеченный водород и радиоактивные газы и продувочный азот затем при помощи вакуумных насосов 54 направляются в систему 42 отработанных радиоактивных газов станции. При техническом обслуживании источник азота 58 также обеспечивает поток в газовых линиях для продувки части системы, предназначенной для выпуска газа. Имеется источник чистой деминерализованной воды 44 для промывки жидкостной стороны контакторов и трубопроводов перед техническим обслуживанием.

[0018] Фиг. 3 идентична фиг. 2 за исключением дополнительного контактора 46, расположенного последовательно с параллельным расположением контакторов 46, показанным на фиг. 2, и обеспечивающего еще одну стадию дегазации для повышения чистоты покидающего систему охлаждения. Вся система снабжена датчиками для контроля эффективности процесса.

[0019] В то время как конкретные варианты осуществления изобретения были описаны подробно, эксперты в данной области техники понимают, что можно разработать различные модификации и альтернативные варианты в рамках обей концепции изобретения. Соответственно, конкретные описанные изобретения предназначены только для иллюстрации и не ограничивают охват изобретения, которому отвечает весь объем прилагаемой формулы изобретения и любых ее эквивалентов.

1. Подсистема (10) ядерной реакторной станции для удаления радиоактивных газов и газообразного водорода из охладителя (12) реактора, включающая в себя:

контактор (46), содержащий мембрану, которая разделяет внутреннюю часть контактора на впускную камеру и выпускную камеру, причем мембрана имеет поры, сквозь которые проходят радиоактивные газы и газообразный водород из впускной камеры в выпускную камеру, но предотвращает прохождение охладителя (12) реактора через выпускную камеру;

вакуумный генератор (54), соединенный с выпускной камерой (52) для создания вакуума в выпускной камере;

устройство (58) подачи гелиевого продувочного газа, соединенное с выпускной камерой для подачи относительного малого потока инертного продувочного газа в выпускную камеру;

выпускной канал (60) для жидкости, соединенный с выпускным соплом на выпускной камере для подачи дегазованной части охладителя (12) реактора в необходимое положение (26); и

выпускной канал (52) для газа, соединенный с выпускным соплом выпускной камеры для подачи радиоактивных газов и газообразного водорода в систему (42) отработанных газов ядерной реакторной станции (42).

2. Подсистема по п. 1, в которой корпус контактора (46) содержит множество корпусов контакторов, соединенных параллельно.

3. Подсистема по п. 1, в которой корпус контактора (46) содержит множество корпусов контакторов, соединенных последовательно.

4. Подсистема по п. 1, в которой корпус контактора (46) содержит множество корпусов контакторов с по меньшей мере некоторыми из множества корпусов контакторов, соединенными параллельно, и некоторые соединенные параллельно корпуса контакторов соединены последовательно с по меньшей мере один другим из множества корпусов контакторов.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов включающий предварительную очистку путем подачи с помощью первого насоса низкого давления жидких радиоактивных отходов.

Изобретение относится к технологии улучшения или упрочнения грунта с помощью термических, электрических или электрохимических средств. Способ восстановления барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов включает погружение электродов в область образования трещин и полостей в барьерном материале, создание электрического поля между электродами, подачу жидкости-носителя в область, примыкающую к электроду, перемещение жидкости-носителя от одного электрода к другому.

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными растворами и суспензиями. Способ извлечения жидких высокоактивных отходов из емкостей-хранилищ, заключающийся в установке через верхнее перекрытие на необходимую глубину разгрузочного устройства.
Изобретение относится к области термической переработки углеродсодержащих материалов. Способ обеззараживания радиоактивных отходов органического происхождения заключается в низкотемпературном пиролизе радиоактивных отходов органического происхождения методом термической деструкции, в диапазоне температур, в химически активной среде, в которую помещают радиоактивные отходы органического происхождения.

Изобретение относится к экологии, коммунальной службе и, в частности, может быть использовано при ликвидации последствий аварий на атомных предприятиях и электростанциях.
Изобретение относится к области атомной энергетики. Способ переработки битумно-солевых радиоактивных компаундов, включающий их перевод в водно-битумную эмульсию с помощью органического растворителя из ряда предельных углеводородов, последующий риформинг водно-битумной эмульсии на твердой насадке в псевдоожиженном слое в присутствии окислителя при подаче перегретого пара и добавлении суспензии алюмосиликатного минерала, разложение органической фазы и выведение алюмосиликатного минерала, насыщенного радионуклидами, из аппарата риформинга, последующее отверждение выводимой фазы.

Изобретение относится к способам иммобилизации радионуклидов в керамике и предназначено для прочной иммобилизации и длительной консервации радиоактивных отходов, в том числе отходов атомной энергетики, отработанных сорбентов, содержащих радионуклиды, а также может найти применение в радиохимической промышленности при изготовлении источников ионизирующего излучения для использования в гамма-дефектоскопии, измерительной технике, медицине, в том числе источников ионизирующего излучения со строго дозированной удельной активностью для применения в онкологии.

Изобретение относится к области технологии герметизации жидких радиоактивных отходов (РАО) с целью их последующего безопасного хранения или утилизации. Герметизация РАО предполагает их обезвоживание, спекание и кальцинацию при высокой температуре.

Изобретение относится к атомной энергетике. Установка для переработки радиоактивных отходов включает узел загрузки отходов, плазменную шахтную печь, устройство для подачи воздуха в печь и камеру сжигания пирогаза, испарительный теплообменник, систему газоочистки, содержащую рукавный фильтр, теплообменное устройство и скруббер, насосы и емкости для реагентов и продуктов переработки, арматуру.

Изобретение относится к способу извлечения радиоактивных изотопов из стоков отработавших смоляных материалов атомных электростанций и к установке для осуществления способа.

Изобретение относится к компоновке схемы для КИП-системы (4) безопасности атомной электростанции. Технический результат заключается в обеспечении FPGA-технологии применительно к условиям эксплуатации атомных электростанций.

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами. Способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС, содержащей дополнительную паротурбинную установку (ПТУ).

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат заключается в повышении достоверности поверки имитатора кинетики ядерного реактора.

Изобретение относится к устройству для обнаружения несанкционированных манипуляций системным состоянием блока управления и регулирования, в частности программируемого логического контроллера ядерной установки.

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора.

Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления АЭС для построения управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС.

Изобретение относится к двухконтурным АЭС с турбинами, работающими на насыщенном паре. Парогазовая установка двухконтурной АЭС содержит реактор 12, основной парогенератор 11, паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) 1 и низкого давления (ЦНД) 2, соединенными между собой паропроводом с включенным в него сепаратором-пароперегревателем 3, конденсатор 4, электрогенераторы 5, конденсатный 6 и питательный 8 насос, подогреватель низкого 7 и высокого 9 давления и газовую турбину 15 с утилизационным парогенератором 17, подключенным по греющей стороне к тракту отработавших газов 16 газовой турбины 15.

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ) собственным теплом, работающей на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок.

Изобретение относится к энергоустановке с замкнутым контуром, которая вырабатывает электричество за счет тепла, получаемого от высокотемпературного ядерного реактора.

Изобретение может быть использовано для извлечения гелия из природного газа или продувочных газов производственных процессов. Для получения гелия из технологического газа подают технологический газ под давлением менее 15 бар в блок предварительной очистки, где удаляют нежелательные компоненты.

Изобретение относится к подсистеме ядерной реакторной станции для удаления радиоактивных газов и газообразного водорода из охладителя реактора. Подсистема включает контактор, содержащий мембрану, которая разделяет внутреннюю часть контактора на впускную камеру и выпускную камеру, причем мембрана имеет поры, сквозь которые проходят радиоактивные газы и газообразный водород из впускной камеры в выпускную камеру, но не проходит охладитель реактора, вакуумный генератор, соединенный с выпускной камерой для создания в ней вакуума, устройство подачи гелиевого продувочного газа в выпускную камеру, выпускной канал для жидкости, соединенный с выпускным соплом на выпускной камере для подачи дегазованной части охладителя реактора в необходимое положение, и выпускной канал для газа, соединенный с выпускным соплом выпускной камеры для подачи радиоактивных газов и газообразного водорода в систему отработанных газов ядерной реакторной станции. Изобретение обеспечивает упрощение конструкции системы, а также снижение энергопотребления системы и капитальных, и эксплуатационных расходов на систему. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Наверх