УСТРОЙСТВО ПАССИВНОГО ДЕЙСТВИЯ ДЛЯ ОЧИСТКИ АВАРИЙНОГО СБРОСА РАДИОАКТИВНОЙ ПАРОГАЗОВОЙ СМЕСИ В УСЛОВИЯХ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ РЕАКТОРА НА АЭС

Б.В.Антонов, В.М.Беркович, А.Н.Каменская, А.Г.Корниенко,
С.А.Кулюхин, Ю.А.Лашков, Л.М.Лузанова, В.И.Мелькин, Н.Б.Михеев,
И.В.Молчанов, В.Л.Новиченко, М.Ф.Рогов, И.А.Румер, Л.Н.Фальковский
Устройство пассивного действия для очистки аварийного сброса радаоактивной парогазовой смеси в условиях запроектн(А аварии
реактора на АЭС
Заявляемое техническое решение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением и устройств для устранения радиоактивного заражения с целью защиты окружающей среды от последствий аварий на АЭС.
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 (контайнментом, конфайнментом и т.д.). В результате этого возникает не только угроза разрушения первой герметичной защитной оболочки, но и загрязнение прилегающих к ней замкнутых  помещений (межконтайнментное пространство, технические коридоры, реакторный зал и т.д.) за счет протечек через неплотности, причем за сутки может натекать от 0,3 до 1,0% общего объема паровоздушной массы, находящейся под защитной оболочкой. Для управления запроектными авариями в современных АЭС предусмотрен сброс давления из-под заш5и ной оболочки за счет срабатывания аварийных клапанов. При этом паровоздушный поток, содержащий радиоактивные аэрозоли и летучие щюдукты деления, пропускается через систему очистки аварийного сброса. В работах 1, 2 приведены основные характеристики и стоимость защитных систем.
МКИ G21F 9/00
которые используются или планируются к использованию на действующих АЭС в различных странах. Наряду с относительно простыми и дешевыляи устройствами (например, французский песчанный фильтр: фактор очистки (DF) от аэрозолей  10, стоимость 1 млн. долларов США) разрабатываются сложнейшие и очень дорогие системы защиты (например, канадская вакуумная система CANDU: DF х 10, стоимость более 100 млн. долларов США). Недостатками этих систем являются, во-первых, невозможность их применения для одновременной очистки воздушных пространств под первой герметичной зашцтной оболочкой и в прилегающих к ней замкнутых помещениях и, во-вторых, большинство из систем являются активными, т.е. требуют постоянного подвода энергии извне во время аварии.
Наиболее близким к заявляемому техническому решению является устройство 31, в котором осуществляется пассивная (без подвода энергии извне) очистка радиоактивной парогазовой фазы, сбрасываемой из-под первой герметичной защитной оболочки. Устройство содержит префильтр, скруббер и сорбционный модуль, состоящий из волокнистого фильтра из нержавеющей стали и сорбента на основе серебросодержащлх молекулярных сит. Префильтр используется для улавливания крупнодисперсных частиц аэрозолей. Скруббер предназначен для улавливания аэрозольных частиц и неорганических форм радиоиода, в то время как на сорбционном модуле тфоисходит очистка парогазовой фазы от органических форм радиоиода, прежде всего, от йодистого метила. Это устройство обеспечивает степень очистки парогазовой фазы от радиоаэрозолей и неорганических форм радиоиода порядка  о и от органических форм радиоиода порядка 10 -10 . Недостатком является невозможность применения этого устройства во время аварии для одновременной очистки парогазовой фазы, содержащейся как в контайнментном, так и межконтайнментном пространстве, а также в
прилегающих к ним помещениях.
Целью заявляемого технического решения является создание устройства пассивного действия для очистки аварийного сброса радиоактивной парогазовой фазы (объемное содержание пара от О до 80%) из-под первой герметичной защитной оболочки реактора с одновременной очисткой воздушного пространства прилегающих к ней замкнутых помещений.
Поставленная цель достигается тем, что предлагаемое устройство очистки радиоактивного парогазового аварийного сброса содержит следующие конструктивные элементы в последовательной связи: префильтр; регенеративный теплообменник; эжектор, соединенный как с первой герметичной защитной оболочкой, так и с прилегающими к ней замкнутыми помещениями; конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги; сорбционный модуль на основе модифищфованного сорбента, полученного по патенту РФ № 2104085 от 10.02.1998 г. 4.
На фиг.1 приведена блок-схема последовательной связи конструктивных элементов устройства, где 1 - первая герметичная защитная оболочка реактора, 2 - прилегающие к первой герметичной защитной оболочке замкнутые помещения, 3 - тфефильтр, 4 регенеративный теплообменник, 5 - эжектор, 6 - конденсационный модуль с сепаратором капельной влаги, 7 - сорбционный модуль.
На фиг.2 приведена схема разреза эжектора, где 1- сопло эжектирущего газа, 2 - подвод эжектируемого газа, 3 - камера смешения, 4 - выходное сопло.
На фиг.З приведена схема разреза сорбционного модуля, где 1теплоизоляция, 2 - первый нагревательный контур, 3 - второй нагревательный контур, 4 - колонка с сорбентом, 5 - каналы для создания оптимального температурного режима парогазового потока, подаваемого на колонку с сорбентом, 6 - выход очищенной
паровоздршой смеси, 7 - вход активного обогревателя, 8 - вход для подачи паровоздушной смеси на колонки с сорбентом, 9 - выход паровоздршой смеси из-под первой герметичной оболочки, 10 - выход активного обогревателя, 11 - вход паровоздршой смеси из-под первой герметичной оболочки.
Предлагаемое устройство работает следукщим образом. В режиме нормальной эксплуатации станции, т.е. в режиме ожидания, за счет активного подвода тепла извне по первому нагревательному контуру сорбционного модуля сорбент имеет оптимальный температурный режим и находится в постоянной готовности к применению. При запроектной аварии на реакторе, связанной с частичным или полным разрушением активной зоны, подача тепла извне прекращается, однако сорбционный модуль остается нагретым более 36 ч за счет использованной в нем теплоизоляции. В процессе протекания аварии под первой герметичной защитной оболочкой реактора давление увеличивается до 0,5 МПа и автоматически срабатывают аварийные клапаны системы сброса давления. В результате этого радиоактивная парогазовая смесь (температура 150-5-1 , влажность - 100 %, давление - 0,,7 Мпа), пройдя префильтр, попадает во второй нагревательный контур сорбционного модуля, который служит для компенсации потерь тепла модуля через теплоизоляцию. Пройдя его, радиоактивная парогазовая смесь направляется через регенеративный теплообменник в эжектор, где смешивается с газовой фазой, засасываемой эжектором из прилегающих к первой герметичной защитной оболочке замкнутых помещений. Вследствие этого происходит уменьшение температуры и давления парогазовой фазы с частичным выделением капельной воды. После эжектора радиоактивная парогазовая смесь поступает в конденсационный модуль, где происходит конденсация пара с одновременным отделением на сепараторе капельной влаги от парогазовой смеси. В результате на этой стадии происходит
не только конденсация основной массы пара, но при этом парогазовая фаза очищается также от радиоактивных аэрозолей и неорганических форм иода на 95-97% за счет их захвата водной фазой. После этого парогазовая фаза (температура 70-90°С и влажность - 100%), содержащая органические формы радиоиода и остаточные количества радиоактивных аэрозолей и неорганических форм радиоиода, поступает в регенеративный теплообменник, где происходит перегрев влажного воздуха, выходящего из конденсационного модуля. При этом температура парогазовой смеси повышается до 110-5-150 0 и влажность падает до величины менее 80%. Пройдя регенеративный теплообменник радиоактивная парогазовая смесь направляется в каналы, расположенные в первом нагревательном контуре сорбционного модуля. В них парогазовый поток нагревается до оптимальной температуры, при которой на сорбенте не происходит конденсация капельной влаги. После этого парогазовый поток направляется на колонку с сорбентом. На сорбенте происходит очистка парогазовой фазы от органических форм радиоиода, в основном от йодистого метила, с факторами очистки
о А
порядка 10-10 и окончательная доочистка от радиоактивных аэрозолей и неорганических форм иода. В результате общий коэффициент очистки парогазовой фазы от радиоактивных аэрозолей и всех форм радиоиода для всего предлагаемого устройства составляют величину порядка . Пройдя устройство, очищенная от радиоактиных аэрозолей и всех форм радиоиода более чем на 99,99% парогазовая смесь выбрасывается в атмосферу.
Таким образом, совокупность отличительных признаков предлагаемого технического решения и, прежде всего, использование в устройстве эжектора, соединенного как с первой герметичной защитной оболочкой, так и с прилегающими к ней замкнутыми помещениями, позволяет понизить температуру и давление парогазового потока, выходящего из
первой герметичной защитной оболочки, и произвести одновременную очистку радиоактивной парогазовой фазы, поступающей из первой герметичной защитной оболочки и различных помещений станции, в пассивном режиме действия предлагаемого устройства.
источники ИНФОРМАЦИИ, ПРИНЯТЫЕ во ВНИМАНИЕ
1.Particulate filtration in nuclear facilities // IAEA Techn. Report Series N 325, 1991, Vienna, p.41-73.
2.АСМОЛОВ В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаадаешн. реакторов // Атомная энергия, 1994, т.76,  4, с. 282-302.
3. Containment Systems and Components for LOCA and Severe Accident Mitigation // Materials from Siemens AG, Power Generation Group (KWU), 1993.
4.Михеев Н.Б., Каменская A.H., Кулюхин С.A., Румер И.A., Казакевич M.S., Новиченко В.Л. Сорбент на основе цеолитов // Патент РФ Л 2104085 от 10.02.1998 г.