JP3140831B2 - 原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置 - Google Patents

原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置

Info

Publication number
JP3140831B2
JP3140831B2 JP04048056A JP4805692A JP3140831B2 JP 3140831 B2 JP3140831 B2 JP 3140831B2 JP 04048056 A JP04048056 A JP 04048056A JP 4805692 A JP4805692 A JP 4805692A JP 3140831 B2 JP3140831 B2 JP 3140831B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
filter
liquid
chamber
cleaning liquid
gas
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
JP04048056A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH04319696A (ja
Inventor
エカルト ベルント
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Siemens AG
Original Assignee
Siemens AG
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Siemens AG filed Critical Siemens AG
Publication of JPH04319696A publication Critical patent/JPH04319696A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3140831B2 publication Critical patent/JP3140831B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • 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
    • 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
    • Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S55/00—Gas separation
    • Y10S55/09—Radioactive filters

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)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、格納容器の内部に配置
され洗浄液を含むフィルタを介して原子力設備の格納容
器の圧力を放出する方法と装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力設備の格納容器内の圧力がすべて
の予想に反して格納容器の設定値を超えるおそれがある
とき、その格納容器の圧力を放出する必要がある。原子
力設備の格納容器の圧力を低減するためには、ドイツ連
邦共和国特許出願公開第３８０６８７２号公報に記載さ
れている方法および装置の使用が有効である。ここでは
格納容器の内部にフィルタの一部として湿式洗浄器が設
けられており、格納容器の内部に生ずるガス・蒸気混合
物はその湿式洗浄器によって毒性ないし放射性成分が大
気に放散される前に浄化される。
【０００３】湿式洗浄器の特別な形態がドイツ連邦共和
国特許出願公開第３８１５８５０号公報に記載されてい
る。この装置ではベンチュリノズルの内部でガス・蒸気
混合物と洗浄液との混合が行われるので、非常に緊密な
混合従って非常に良好な洗浄効果が保証される。
【０００４】格納容器の内部におけるガス・蒸気混合物
は、その発生原因に関係なく格納容器の設定圧力に到達
した際、その約７０％は水蒸気と圧縮された空気と格納
容器内部で形成された他のガスとから成っている。その
ガスには無視できない量の純粋な水素も含まれている。
【０００５】格納容器の内部に収納されている湿式洗浄
器による従来提案されている方式では、湿式洗浄器は熱
絶縁されて加熱されないか、あるいは熱絶縁されず従っ
て常時加熱されている。湿式洗浄器が加熱されない場
合、洗浄液（例えば水）の温度はガス・蒸気混合物の温
度よりもかなり低いので、少なくともこの装置の始動時
にガス・蒸気混合物が洗浄液を通過するとき、水蒸気の
望ましくない激しい凝縮が生じるおそれがある。この水
蒸気の凝縮には特別な技術でしか対処できない。洗浄液
における水蒸気の凝縮の他の欠点は、湿式洗浄器から流
出するガス・蒸気混合物内における純粋な水素ガスの按
分量が望ましくない高い按分量になることである。湿式
洗浄器が常時加熱される場合、洗浄液が大量に連続して
蒸発してしまうので、補充しなければならない。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】本発明の課題は、始動
過程中にどんな場合でも被ろ過物内に含まれる水蒸気を
僅かしか凝縮しない湿式フィルタを格納容器の内部に設
けるようにした原子力設備の格納容器の圧力放出方法と
装置を提供することにある。洗浄液としては好ましくは
水が使用されるので、洗浄液の温度はほぼ被ろ過物の温
度と同じにしなければならない。他方では連続運転にお
いて洗浄液の蒸発をできるだけ少なくしなければならな
い。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明によればこの課題
は、冒頭に述べた形式の圧力放出方法において、フィル
タの運転開始前に洗浄液が格納容器内に発生したガス・
蒸気混合物によって熱的短絡路を介して加熱され、フィ
ルタの運転中にはこの熱的短絡路がほとんど作用しない
ようにされ、それによりフィルタの運転中に洗浄液はフ
ィルタの運転開始前の加熱に比べて僅かしか加熱されな
いことによって解決される。しかして、本発明によれ
ば、事故時に原子力設備の格納容器内に発生したガス・
蒸気混合物はろ過して排出される。その場合、良好なろ
過作用を保証するために、圧力放出の第１段階（フィル
タの運転開始前）において、事故により発生した比較的
高温度のガス・蒸気混合物が熱的短絡路を介してフィル
タを加熱するのに利用される。圧力放出の第２段階（フ
ィルタの運転中）において、つまりフィルタの固有の運
転状態に達した場合、フィルタは圧力放出の第１段階
（フィルタの運転開始前）と同じには加熱されない。と
いうのは、この運転中には熱的短絡路が作用しなくな
り、もはやガス・蒸気混合物からフィルタへの熱の導入
を行わないからである。
【０００８】本発明に基づく方法の有利な実施態様によ
れば、フィルタの運転中にガス・蒸気混合物が洗浄液を
加熱する加熱力は、フィルタの運転開始前にガス・蒸気
混合物が洗浄液を加熱する加熱力の０．１倍以下であ
る。ガス・蒸気混合物が洗浄液を加熱する加熱力は、主
としてガス・蒸気混合物とフィルタとの温度差、並びに
その他のパラメータ（例えば熱容量、有効体積、有効質
量）によって生じる。本発明に基づく方法の他の実施態
様によれば、洗浄液がフィルタの運転開始前に加熱され
る際にフィルタの加熱開始から遅くとも８時間後、好ま
しくは２時間後にその運転温度に達すると望ましい。 本
発明に基づく方法の他の実施態様によれば、洗浄液の運
転温度が１００℃〜１５０℃であり加圧水を案内する回
路を直接放圧した場合に２６０℃に上昇すると好まし
い。
【０００９】本発明に基づく方法の別の実施態様によれ
ば、フィルタの運転中にガス・蒸気混合物から洗浄液に
導入される熱量が洗浄液の蒸発によって奪取される熱量
よりも小さく、フィルタの運転温度がガス・蒸気混合物
の入口温度よりも低い。
【００１０】本発明に基づく方法は、洗浄液内における
凝縮が回避されることによって被ろ過物の容積が顕著に
変化することなく確実な始動が保証され、更にフィルタ
に対してコンパクトな構造および洗浄液の非常に少ない
消費が可能であるので、極めて有利である。
【００１１】本発明に基づく方法を実施するためのフィ
ルタ容器は少なくとも部分的に二重壁構造をしており、
二重壁構造を形成する壁間に存在する空間は加熱時間中
に少なくとも部分的に熱伝導液で満たされ、熱伝導液の
少なくとも半分はフィルタの運転温度の到達後に蒸発さ
れる。その場合、熱伝導液が充填されていないフィルタ
容器の二重壁構造部分の熱伝導抵抗は、熱伝導液が充填
されている場合のそれよりも少なくとも１０倍大きい。
【００１２】本発明に基づく装置の好適な実施態様にお
いては、フィルタ容器は垂直軸心を取り囲み２つの同じ
壁から構成され二重壁構造に作られた好適には円筒状の
中央部分を有し、この中央部分は下側が湾曲底によって
上側が湾曲蓋によって固く閉じられている。これによっ
て、フィルタ容器は内側室と二重壁中央部分の全高さに
わたって延びる横断面環状の第２の室とを有し、この第
２の室は内部室に蓋の直ぐ下に配置された開口を介して
接続されている。
【００１３】
【発明の効果】フィルタ容器のこのような構成は、内部
室を洗浄液で広い限界内で変動可能に充填することを可
能にし、フィルタ容器の周囲とフィルタ内容物との間の
熱的短絡路となる熱伝導液で第２の室の少なくともその
下側部分を充填することを可能にし、その第２の室内に
おける熱伝導液の蒸発を可能にする。第２の室から熱伝
導液が焼失することによってフィルタ容器の周囲とその
内容物との間の熱的短絡路が中断され、これによって上
述した利点が得られる。第２の室から熱伝導液が消失し
た後、この第２の室はガス・蒸気混合物からのろ過済み
の放射性廃棄物を収容するために利用され、従ってこの
放射性廃棄物は格納容器の中に留まるので有利である。
【００１４】
【実施例】以下図に示した実施例を参照して本発明を詳
細に説明する。
【００１５】原子力設備の格納容器１の内部にフィルタ
２が配置されている。このフィルタ２は重大な事故が起
きた際に格納容器１内に発生したガス・蒸気混合物をろ
過するために設けられている。そのような事故の場合、
かなりの熱量が発散されることが考えられるので、格納
容器１の内部に存在する水の大部分は蒸発し、格納容器
１内の圧力が増加する。格納容器１の計算上の設定圧力
に達すると、その圧力を放出するためにガス・蒸気混合
物がフィルタ２を通してろ過されて外に排出される。
【００１６】フィルタ２は同心的な壁４、５から成る円
筒状中央部分を持った容器を有している。それらの壁
４、５の下端は湾曲底８によって互いに結合され、上端
は同様に湾曲した蓋９によって互いに結合され、外側に
対して閉じられている。壁４、５は両者の間に環状空間
６を形成し、この環状空間６はフィルタ容器の内部室１
０を包囲している。この内部室１０は蓋９のすぐ下側に
位置する開口を介して環状空間６に接続されている。
【００１７】内部室１０の内部においてその上端に壁５
にある開口の直前に液滴分離器１３が取り付けられてい
る。環状空間６の内部にはその上側半部にフィルタマッ
ト１１が配置されている。このフィルタマット１１の半
径方向内側面は図示していない方式で液滴分離器１３に
よって覆われた開口に接続され、半径方向外側面は排出
開口１８に接続されている。ろ過済みのガス・蒸気混合
物はその排出開口１８から格納容器１を貫通する管１９
を通って格納容器１の外に導き出される。半径方向外側
の壁４は更に過圧配管３２で貫通されている。環状空間
６は許容できない大きな内圧が生じた際に過圧配管３２
を通して過圧弁３３を介して放圧される。
【００１８】環状空間６の全高さにわたる対流を避ける
ために、フィルタマット１１の直ぐ下側に孔明きおよび
又はスリット付きの対流阻止板１２が設けられている。
【００１９】内部室１０はフィルタ２の運転開始前に３
０〜８０％好適には約半分まで洗浄液３で充填される。
壁４、５間における環状空間６は対流阻止板１２の下側
がほぼ完全に熱伝導液７で満たされている。洗浄液３並
びに熱伝導液７としてこの実施例の場合、水が用いられ
ている。
【００２０】格納容器１の内部室からフィルタ２への被
ろ過物即ちガス・蒸気混合物の導入は、水平管部分１５
を介して内部室１０の中央に配置された垂直管１４に向
けて行われる。この垂直管１４の下端は水平に延び星形
に配置された短ベンチュリノズル１７の供給管１６を支
持している。
【００２１】特に原子力設備が設計通りに運転している
間は通常、水平管部分１５は配管２１にある逆止弁２２
並びに破裂板２３によって格納容器１の内部室に対して
遮断されている。フィルタ２の内部は図示していない方
式で原子力設備の一次回路に接続されており、通常運転
においてはこの接続も遮断されている。原子力設備の通
常運転の間、排出開口１８から出ている管１９も閉じら
れている。このために遮断弁２５が使用されている。こ
の遮断弁２５は管１９を絞り２８、破裂板２６および煙
突２７に向けて開放できる。絞り２８に対して並びに絞
り２８と破裂板２６との間に位置する別の遮断弁２９に
対して並列に測定フィルタ３０が設けられている。
【００２２】洗浄液３の補給配管２４がフィルタ容器の
底８を通して内部室１０に接続されている。補給配管２
４は格納容器１を貫通し、その自由端は通常運転におい
ては遮断弁３１によって閉じられている。
【００２３】格納容器１の内部に重大な事故が起きた場
合、既に上述したように格納容器１の内部に冷却材とし
て存在する水のかなりの部分が蒸発し、従って事故が起
きた際に直ちに外部に対して気密に閉じられた格納容器
１の内部の圧力は増大する。水の一部の蒸発と並行して
別の多くの反応が進行し、これらの反応によって同様に
ガスないし蒸気が発生ないし発散される。これらのすべ
ての現象によって発生熱量にほぼ関係して、格納容器１
の内部における圧力は遅かれ早かれ格納容器１の設定圧
力に達するおそれがある。
【００２４】圧力と同時に格納容器１の内部における温
度も上昇する。これによって格納容器１の全構成要素即
ちフィルタ２も加熱される。格納容器１の構成要素の温
度は計算上の設定圧力に近づく前に既に１００℃に達す
る。フィルタ２の内部は外に対して気密に閉じられ、不
活性ガスのクッションが洗浄液３の上に生じるので、フ
ィルタ容器の内部および密閉配管要素の内部圧力も増加
し、従って熱伝導液７および洗浄液３として用いられて
いる水はまだ蒸発しない。壁４から熱伝導液７への熱伝
達およびこの熱伝導液７から壁５への熱伝達を良くする
ために壁４、５に熱伝達フィン２０が設けられているの
で、壁４を通しての熱伝導液７への熱の導入は特に良好
であり、従って例えば１５０℃の格納容器温度が速やか
に得られる。
【００２５】従って破裂板２３が応動する際の洗浄液３
の温度は、格納容器１の内部が達している温度例えば１
５０℃である。配管２１、水平管部分１５、垂直管１４
および供給管１６を通して短ベンチュリノズル１７に流
れるガス・蒸気混合物は、洗浄液３よりもあまり熱くな
い。従って短ベンチュリノズル１７においてガス・蒸気
混合物が洗浄液３と混合する際、ガス・蒸気混合物内の
水蒸気は僅かしか凝縮しないので、洗浄液３から上に流
れ出て液滴分離器１３およびフィルタマット１１を通し
て排出開口１８に流出するガス・蒸気混合物は、配管２
１を通ってフィルタ２に流入する混合物とほぼ同じ組成
をしている。
【００２６】短ベンチュリノズル１７を通してフィルタ
２に流入するガス・蒸気混合物はその場合２０００から
２００ｈＰａへの圧力降下を生ずるので、破裂板２３の
応動直後において洗浄液３および熱伝導液７は蒸発す
る。熱伝導液７は洗浄液３に比べて充満度が少ないの
で、これは直ちに蒸発し、これによって格納容器１の内
部とフィルタ２の内部との間の熱的短絡路は中断され
る。洗浄液３の温度は蒸発熱の奪取によって流入するガ
ス・蒸気混合物の温度よりも約１０°〜２°低い。
【００２７】破裂板２３の応動後においてフィルタ２内
には上述した値だけ低下した圧力が生じ、この圧力は格
納容器１の内部における圧力にほぼ相応しているので、
比較的小さな容積流のガス・蒸気混合物をろ過するだけ
で済み、その場合更に、内部室１０を環状に包囲する空
間６の中にフィルタマット１１を収納することによっ
て、フィルタ２の空間を節約し非常にコンパクトな構造
にできる。
【００２８】フィルタ２を長時間運転する場合、空間６
の下側部分にフィルタマット１１から滴下した被ろ過物
が集まり、これによって新たに洗浄液３への熱的短絡路
が形成される。しかしこの現象は非常にゆっくり進行す
るので危険はなく、ろ過作用はほとんど害されない。い
ずれにしてもフィルタ２を連続運転する場合も、被ろ過
物内に含まれる熱量だけがフィルタ２を通して流れるの
で、洗浄液３の損失は比較的僅かである。しかしガス・
蒸気混合物における水蒸気の分圧が洗浄液３の温度に相
応した沸騰圧よりも低い間は、洗浄液３の一部が蒸発す
る。これによって洗浄液３は熱を奪取され、即ち沸騰圧
が分圧に等しくなるまで温度が低下する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に基づく原子力設備の格納容器の圧力放
出装置の概略構成図。
【符号の説明】
１ 格納容器 ２ フィルタ ３ 洗浄液 ４、５ 壁 ６ 壁４、５間の環状空間 ７ 熱伝導液 ８ フィルタ容器の底 ９ フィルタ容器の蓋 １０ フィルタ容器の内部室 １１ フィルタマット １２ 対流阻止板 １３ 液滴分離器 １４ 垂直管 １５ 水平管部分 １６ 供給管 １７ 短ベンチュリノズル １８ 排出開口 １９ 管 ２０ 熱伝達フィン ２１ 配管 ２２ 逆止弁 ２３、２６ 破裂板 ２４ 補給配管 ２５、２９、３１ 遮断弁 ２７ 煙突 ２８ 絞り ３０ 測定フィルタ ３２ 過圧配管 ３３ 過圧弁
フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 9/004 ＥＰＡＴ（ＱＵＥＳＴＥＬ) ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)

Claims (17)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 格納容器（１）の内部に配置され洗浄液
    （３）を含むフィルタ（２）を介して原子力設備の格納
    容器（１）の圧力を放出する方法において、フィルタ
    （２）の運転開始前に洗浄液（３）が格納容器（１）内
    に発生したガス・蒸気混合物によって熱的短絡路（４、
    ５、７）を介して加熱され、フィルタ（２）の運転中に
    はこの熱的短絡路（４、５、７）がほとんど作用しない
    ようにされ、それによりフィルタ（２）の運転中に洗浄
    液（３）はフィルタ（２）の運転開始前の加熱に比べて
    僅かしか加熱されないことを特徴とする原子力設備の格
    納容器の圧力放出方法。
  2. 【請求項２】 フィルタ（２）の運転中にガス・蒸気混
    合物が洗浄液（３）を加熱する加熱力は、フィルタ
    （２）の運転開始前にガス・蒸気混合物が洗浄液（３）
    を加熱する加熱力の０．１倍以下であることを特徴とす
    る請求項１記載の方法。
  3. 【請求項３】 洗浄液（３）がフィルタ（２）の運転開
    始前に加熱される際にフィルタの加熱開始から遅くとも
    ８時間後にその運転温度に達するようにすることを特徴
    とする請求項１記載の方法。
  4. 【請求項４】 洗浄液（３）の運転温度は１００℃〜１
    ５０℃であり、原子力設備の一次回路から直接圧力を放
    出した場合２６０℃に達するようにし、洗浄液として水
    が用いられていることを特徴とする請求項１ないし３の
    いずれか１つに記載の方法。
  5. 【請求項５】 フィルタ（２）の運転中にガス・蒸気混
    合物から洗浄液（３）に導入される熱量が洗浄液（３）
    の蒸発によって奪取される熱量よりも小さく、フィルタ
    （２）の運転温度がガス・蒸気混合物の入口温度よりも
    低いことを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１つ
    に記載の方法。
  6. 【請求項６】 フィルタ（２）の容器が少なくとも部分
    的に二重壁構造をしており、二重壁構造を形成する壁
    （４、５）間に存在する空間（６）が加熱時間中に少な
    くとも部分的に熱伝導液（７）で満たされており、熱伝
    導液（７）の少なくとも半分が運転温度に到達後に蒸発
    されるように構成されていることを特徴とする請求項１
    ないし５のいずれか１つに記載の方法を実施するための
    装置。
  7. 【請求項７】 熱伝導液（７）が充填されていない場合
    のフィルタ容器の二重壁構造部分の熱伝導抵抗が、熱伝
    導液（７）が充填されている場合のそれよりも少なくと
    も１０倍大きいことを特徴とする請求項６記載の装置。
  8. 【請求項８】 フィルタ（２）の容器が垂直軸心を取り
    囲み壁（４、５）から構成され二重壁構造に作られた好
    適には円筒状の中央部分を有し、この中央部分の下側が
    湾曲底（８）によって上側が湾曲蓋（９）によって固く
    閉じられていることを特徴とする請求項６又は７記載の
    装置。
  9. 【請求項９】 フィルタ（２）の容器が内部室（１０）
    と二重壁中央部分の全高さにわたって延びる横断面環状
    の第２の室（６）とを有し、この第２の室が内部室（１
    ０）に蓋（９）の直ぐ下に配置された開口を介して接続
    されていることを特徴とする請求項６ないし８のいずれ
    か１つに記載の装置。
  10. 【請求項１０】 内部室（１０）が３０〜８０％まで好
    適には約５０％まで洗浄液（３）を充填され、第２の室
    （６）がその下側部分を熱伝導液（７）で充填され少な
    くとも上側部分をフィルタマット（１１）で充填されて
    いることを特徴とする請求項６ないし９のいずれか１つ
    に記載の装置。
  11. 【請求項１１】 第２の室（６）が熱伝導液（７）を包
    囲する壁部分の範囲に熱伝達フィン（２０）で増大され
    た表面を少なくとも部分的に有していることを特徴とす
    る請求項６ないし１０のいずれか１つに記載の装置。
  12. 【請求項１２】 水が洗浄液（３）並びに熱伝導液
    （７）として使用されることを特徴とする請求項６ない
    し１１のいずれか１つに記載の装置。
  13. 【請求項１３】 第２の室（６）内の熱伝導液（７）の
    上側に、孔明きおよび又はスリット付きの水平中間壁の
    形をした対流阻止板（１２）が設けられていることを特
    徴とする請求項６ないし１２のいずれか１つに記載の装
    置。
  14. 【請求項１４】 内部室（１０）の上側部分に第２の室
    （６）に通じる開口の前に液滴分離器（１３）が配置さ
    れていることを特徴とする請求項６ないし１３のいずれ
    か１つに記載の装置。
  15. 【請求項１５】 ろ過すべきガス・蒸気混合物の導入
    が、内部室（１０）の中央に配置された垂直管（１４）
    によって行われ、この垂直管（１４）の上端が水平に延
    びる管部分（１５）を介して格納容器（１）の内部に接
    続され、下端が底（８）の直ぐ上にある短ベンチュリノ
    ズル（１７）の水平に星形に配置された供給管（１６）
    に開口していることを特徴とする請求項６ないし１４の
    いずれか１つに記載の装置。
  16. 【請求項１６】 ろ過済みのガス・蒸気混合物の排出が
    第２の室（６）からフィルタマット（１１）の約半分の
    高さにおいて外側壁（４）を通して行われ、その排出開
    口（１８）が格納容器（１）を貫通する管（１９）に接
    続されていることを特徴とする請求項６ないし１５のい
    ずれか１つに記載の装置。
  17. 【請求項１７】 フィルタ（２）の内部が通常運転にお
    いて過圧弁（３３）で閉じられている過圧配管（３２）
    を介して格納容器（１）の内部室に接続されていること
    を特徴とする請求項６ないし１６のいずれか１つに記載
    の装置。
JP04048056A 1991-02-07 1992-02-03 原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置 Expired - Fee Related JP3140831B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP91101714A EP0498016B1 (de) 1991-02-07 1991-02-07 Verfahren und Anlage zur Druckentlastung der Sicherheitshülle eines Kernkraftwerks
AT91101714.3 1991-02-07

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH04319696A JPH04319696A (ja) 1992-11-10
JP3140831B2 true JP3140831B2 (ja) 2001-03-05

Family

ID=8206384

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP04048056A Expired - Fee Related JP3140831B2 (ja) 1991-02-07 1992-02-03 原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置

Country Status (5)

Country Link
US (2) US5223209A (ja)
EP (1) EP0498016B1 (ja)
JP (1) JP3140831B2 (ja)
DE (1) DE59105324D1 (ja)
ES (1) ES2071136T3 (ja)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4126894A1 (de) * 1991-08-14 1993-02-18 Siemens Ag Verfahren und vorrichtung zur gewinnung von proben aus der atmosphaere in einem gasdicht abgeschlossenen behaelter, insbesondere aus dem reaktorsicherheitsbehaelter eines kernkraftwerks
DE19743333C2 (de) * 1997-09-30 2002-02-28 Framatome Anp Gmbh Abblasevorrichtung und Verfahren zum Abblasen von Dampf
US6397877B1 (en) * 2000-04-14 2002-06-04 Westinghouse Electric Company Llc Blowdown manifold evacuator for nuclear power plants
DE10328773B3 (de) * 2003-06-25 2005-02-17 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage
FR2985846B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module immerge de generation d'energie electrique
FR2985848B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module immerge ou sous-marin de production d'energie electrique
FR2985843B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module de production d'energie electrique
FR2985844B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module immerge de production d'energie
FR2985847B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module sous-marin de production d'energie electrique
US9502144B2 (en) * 2012-07-06 2016-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Filter for a nuclear reactor containment ventilation system
DE102012211897B3 (de) * 2012-07-09 2013-06-06 Areva Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem
US9922734B2 (en) 2012-12-28 2018-03-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof
DE102013205525A1 (de) * 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
DE102017201115A1 (de) 2017-01-24 2018-07-26 New Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einem Ventingsystem
CN109659043B (zh) * 2017-10-10 2023-10-03 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种海洋核动力的抑压试验平台
JP2020094979A (ja) * 2018-12-14 2020-06-18 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 有機よう素捕集装置及び有機よう素捕集方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE3715466A1 (de) * 1987-05-08 1988-12-15 Siemens Ag Druckentlastungs- und filtereinrichtung fuer kerntechnische anlagen, insbesondere fuer druckwasserreaktoren
DE3806872C3 (de) * 1988-03-03 1995-05-04 Rwe Energie Ag Anordnung für die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters einer Kernkraftanlage
EP0338324B1 (de) * 1988-04-18 1993-10-20 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle
DE3815850A1 (de) * 1988-05-09 1989-11-23 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung
JPH0792515B2 (ja) * 1988-11-16 1995-10-09 株式会社日立製作所 原子炉格納容器

Also Published As

Publication number Publication date
US5223209A (en) 1993-06-29
US5293413A (en) 1994-03-08
EP0498016A1 (de) 1992-08-12
EP0498016B1 (de) 1995-04-26
DE59105324D1 (de) 1995-06-01
JPH04319696A (ja) 1992-11-10
ES2071136T3 (es) 1995-06-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3140831B2 (ja) 原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置
JP6876447B2 (ja) 原子力発電プラント
EP3742455B1 (en) Nuclear reactor containment vessel vent system
JP3394815B2 (ja) 減圧蒸留方法および減圧蒸留装置
JPH04505802A (ja) 格納容器付きの原子力発電所および格納容器の圧力放出方法
JP2013540989A (ja) 原子力発電所の圧力を逃がす方法、原子力発電所の圧力逃がしシステム、ならびにこれに対応する原子力発電所
RU2704220C2 (ru) Аппарат для дегазации системы охлаждения ядерного реактора
JPS63253295A (ja) 原子力設備の圧力放出方法および装置
US4801424A (en) Liquid receiver which acts as a pressure relief valve for a nuclear reactor
JP2008151810A (ja) 内部凝縮器蒸気排出システム
JPH1062590A (ja) 原子炉の冷却材回路に含まれる流体を回収する装置
US4416850A (en) System for cooling the atmosphere in a primary containment vessel in nuclear reactor and removing water-soluble gases and dusts floating therein
US3580806A (en) Pressure suppressing arrangement
JP6754719B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステム
JP3148046B2 (ja) 原子炉格納容器内圧力抑制プール
US4816209A (en) Method and apparatus for separating radioactive constituents from gas or vapors escaping accidentally from nuclear reactors
RU2220100C2 (ru) Автоклавное устройство и способ испарения гексафторида урана
CN109964282A (zh) 具有排放系统的核技术设施
JP6737957B2 (ja) フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所
JP7348814B2 (ja) 原子力発電プラント
JP7660452B2 (ja) 凝縮装置および凝縮方法
JP7261776B2 (ja) 原子炉格納容器ベントシステム
JP3103390B2 (ja) 不活性ガス中のナトリウム蒸気回収装置
JP7266006B2 (ja) 原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラント
FI80384C (fi) Oeverfoeringssystem foer ett evaporativt aemne.

Legal Events

Date Code Title Description
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20001109

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees