用于核技术设备的泄压和活度约束系统的制作方法
【专利说明】用于核技术设备的泄压和活度约束系统
[0001] 本发明涉及一种用于核技术设备，尤其是核电站的泄压和活度约束系统。本发明 还涉及一种相应的操作方法。
[0002] 当在核电站中出现故障或事故的情况下，需根据每个故障的情况以及在必要时采 取的应对措施计算安全护套内可能出现的显著的压力升高。为了要避免可能由此产生的安 全护套或反应堆外壳自身的损坏，或者被布置在其中的系统部件的损坏，可将核电站设计 为在必要时通过释放反应堆外壳-大气压（排气）来为反应堆外壳泄压。其中，可在核技 术设备的安全护套上连接一个泄压管道。
[0003] 而当发生严重故障时，在反应堆外壳-大气中通常包含放射性材料，例如包含惰 性气体、碘或者气溶胶（Aerosol)，其在排气过程中可能被释放到核电站的周围环境中。
[0004] 尤其在比较严重的故障发生时伴随可能出现的核心熔毁可能会出现反应堆外壳 内夹带空气的活度物质（气溶胶）的浓度变得特别高，使得当存在较高程度的不密封性或 者在产生不可靠的过压情况时，能够释放显著量的该类型的气溶胶或活度物质到核技术设 施的周围环境中。这种夹带空气的活度因可能携带的例如碘或钙同位素的很长的半衰期而 可能导致持续比较长时间的地质污染。
[0005] 为了要避免这样的情况发生，为反应堆外壳-大气的排气而预定的泄压系统通常 设有过滤装置或者约束装置，其将防止携带于反应堆外壳-大气中的夹杂空气的活度物质 释放到周围环境中。借助用于排气流的清洁系统和过滤系统，将在气溶胶及碘成分方面，尤 其在有机碘方面，真正达到99. 5%且更高的约束率。
[0006] 然而，反应堆外壳大气压还包含例如氙和氪这样的放射性惰性气体，目前还无法 在泄压时以充分的措施来约束这些惰性气体，并且无法根据天气情况，尤其根据用于采取 故障应对措施的电站的地势来接近这些惰性气体。
[0007] 因此，本发明的任务在于消除所述弊端并且提供一种装置及对应的方法，借助其 能够以简单且成本有利的方式实现在核技术设施的反应堆外壳排气时对这些惰性气体可 靠地加以约束，使得将避免对周围环境产生不期望的负面影响。
[0008] 在装置方面，该任务根据本发明通过权利要求1的特征来解决。
[0009] 因而，用于核技术设施的泄压和活度约束系统设置有被安全护套包围的反应堆外 壳，用于在故障或事故发生时泄压的泄压管道被连接到该反应堆外壳上，其中沿泄压流的 流动方向观察，以下部件被串联接合至该泄压管道中：
[0010] ?用于（优选无焰式地）将包含在泄压流中的氢和氧转化为水蒸汽的催化复合装 置；
[0011] ?用于从泄压流中分离出气溶胶（Aerosolabscheidung)的湿洗器或者作为替代 的干燥过滤器；
[0012] ?具有至少两个平行分支的管道部段，所述分支各具有一个用于延迟/约束包含 在泄压流中的惰性气体的吸附柱。
[0013] 此外，
[0014] ?在该吸附柱上连接有冲洗和反馈系统；
[0015] ?借助相应的（截止）阀能够将至少一个吸附柱从泄压流脱离接合，以启动冲洗操 作，在该冲洗操作过程中，借助冲洗介质将被收集在该吸附柱中的惰性气体冲回至反应堆 外壳中；
[0016] ?该冲洗和反馈系统被设计为被动系统，该系统由包含在反应堆外壳中或者泄压 流中的衰变热来驱动。
[0017] 总之，根据本发明的构思基本上包括过滤式地反应堆外壳泄压，以便分离夹杂气 溶胶的活度以及布置在下游的、通过再循环至反应堆外壳中而延迟惰性气体的被动过程。 其中，优选设置两个呈成对配置的吸附柱并设置切换的可能性，以便在排气操作的过程中 实现对这些吸附柱的反冲洗。
[0018] 由此产生的优势尤其在于，除了气溶胶和有机碘的夹杂气体的活度之外还对惰性 气体加以约束。即，拥有活度的惰性气体被循环至反应堆外壳中。换句话说：明显的特征 在于在延迟的同时进行泄压并且将惰性气体再引入反应堆外壳中，在该反应堆外壳处确保 能够可靠地使这些惰性气体衰变。借助该方法能够自动将例如氪85之类的长效稀有气体 同位素从排气流中分离出来。相反，例如为氮、氧和水蒸汽的无害气体则在被过滤后经由排 烟道排放到周围环境中并导致反应堆外壳的泄压。
[0019] 惰性气体分离过程所需的工艺流程条件在吸附柱中被动地产生，并且优选借助经 由喷射栗过加热的水蒸汽并且在充分利用湿洗器中积聚的裂变产物的衰变热的情况下产 生。因此，该衰变热优选被从构造为文丘里清洗器的湿洗器中导出并用于为冲回和在吸附 柱中产生负压所提供的蒸汽产生过程。由此，文丘里容器中的储水被冷却并因此能够在不 采取此类措施的情况下被更长时间地加以利用。
[0020] 该装置的其它有利的设计以及与方法相关的特性由从属权利要求中以及从详细 的附图_说明中得出。
[0021] 下面借助示图更详细地说明本发明的多个不同的实施方式。其中在分别以极大程 度简化的且示意性的示图中示出了 ：
[0022] 图1是具有安全护套且具有泄压和活度约束系统的第一种变型的核技术设备，该 泄压和活度约束系统基于对泄压流进行湿洗而被用于被安全护套所包围的内腔；
[0023] 图2是基于对泄压流进行干燥过滤的泄压和活度约束系统的第二种变型；以及
[0024] 图3是一种根据图2的方案的改进，其也可被用在根据图1的变型上。
[0025] 在全部示图中，相同的部件具有同一附图标记。
[0026] 在图1中示意性示出的泄压和活度约束系统2实现了当在反应堆外壳中有显著压 力积聚的事故或者故障情况下，对也被称为反应堆外壳4的核技术设备6 (尤其是核电厂） 的安全包封进行过滤式泄压。在目前的情况下，除了约束放射性气溶胶和碘/碘化合物之 外，还特别将设计的重点放在约束放射性惰性气体上。
[0027] 为此，该泄压和活度约束系统2具有从反应堆外壳4出来，穿过安全护套8 (也被 示作安全容器）被向外引导至外界环境中的泄压管道10,用于处理和清洁/过滤流经该泄 压管道的泄压流的多个不同装置被接入该泄压管道中。
[0028] 泄压管道10的位于该安全护套8内的部段在流入口 12 (用于在泄压操作时从反 应堆外壳4中流入泄压管道10中形成泄压流的气体和蒸汽混合物，简称：排放气体）的下 游具有已知构型的催化复合装置14,以便将泄压流中伴随引导的氢与氧无焰复合成水蒸 汽。在放热式复合反应中通常原本已经以相对较高的温度流入流入口 12中的泄压流变得 过热，很大程度上超出饱和蒸汽条件。
[0029] 将泄压流第一次冷却至可在被布置于下游的清洁和过滤装置中进行操作的温度 水平在安全护套8内通过此处仅示意性示出的、被布置在复合装置14的下游的气体冷却器 16实现，该气体冷却器例如因反应堆外壳4内的自然通风（自然对流）而被再冷却。作为 替代或补充，该气体冷却器16能够在冷却液的次级侧被再冷却，该冷却液优选被动地借助 喷射栗或由相应的模型制成的同类在反应堆外壳内被抽吸（此处未示出）。在另一个变型 中，该再冷却过程也可部分地或者完全在反应堆外壳4外部实现。
[0030] 在穿过安全护套8的贯穿部18的下游将两个截止阀20串联接设在泄压管道10 中，这些截止阀在核技术设备6正常运行时关闭，并且在当由安全护套8包围的反应堆外壳 4内出现明显的压力增大的事故或故障时打开以便进行泄压操作