система очистки радиоактивных газовых выбросов атомной электростанции

Формула изобретения

Система очистки радиоактивных газовых выбросов атомной электростанции, включающая камеру выдержки, блоки осушки, адсорберы и термоэлектрический холодильник захолаживания газа с охлаждением горячего спая от системы технического газа или водоснабжения, отличающаяся тем, что термоэлектрический холодильник размещен перед последовательно установленными адсорберами, но с параметрами, обеспечивающими требуемое захолаживание газа, поступающего во все последовательно размещенные адсорберы, и образован идентичными параллельными линейками из последовательно установленных термоэлектрических элементов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области очистки газовых выбросов, касается, в частности, систем очистки радиоактивных газообразных выбросов, и может быть использовано для очистки газообразных продуктов на атомных электростанциях (АЭС) и в производствах, газовые выбросы которых содержат радиоактивные или иные экологически вредные компоненты.

Обязательным условием разработки, строительства и эксплуатации АЭС является обеспечение принципа последовательной реализации глубоко эшелонизированной защиты, основанной на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Известна система барьеров безопасности АЭС [1], четвертым защитным барьером которой является установка подавления активности (УПАК) инертных радиоактивных газов, основанная на динамической сорбции их на поверхности активированного угля. Другим аналогом заявленного изобретения является УПАК, примененная в системе защиты реакторного пространства от превышения давления при аварийном выбросе парогазовой среды [2]. Установка такого рода включает блок осушки газа, состоящий из теплообменников, влагоотделителя и цеолитового осушителя, теплообменник "холодного" режима работы УПАК, блок очистки, состоящий из адсорберов с активированным углем и теплообменника, газодувку с узлом регулирования расхода. В установке предусмотрены два режима работы. В "теплом" режиме, когда газ, поступающий в адсорбер, не захолаживается, газовая смесь от технологических систем поступает в камеру выдержки, в которой происходит естественный распад радионуклидов. После камеры выдержки газ поступает в теплообменник блока осушки, охлаждающей средой которого является техническая вода, подаваемая через отдельный ввод. Далее газ, охлажденный в теплообменнике, поступает во влагоотделитель, где производится сепарация капельной влаги, которая отводится в сборник конденсата. Окончательная сушка газа проводится в цеолитовом осушителе. После осушителя газ, минуя теплообменники холодного режима, поступает в угольные адсорберы блока очистки, где происходит динамическая сорбция инертных радиоактивных газов, а затем с помощью газодувки выбрасывается в высотную вентиляционную трубу. Работа УПАК в "холодном" режиме происходит аналогичным образом за исключением следующего. После осушителя газ проходит через теплообменники, где происходит его охлаждение до температуры -20^oC; охлаждение газа в теплообменнике производится холодным воздухом, подаваемым от компрессорно-детандерной установки, состоящей из компрессора высокого давления (200 кгс/см²) и турбодетандера. Температура охлаждающего воздуха составляет от -70 до -100^oC. Основным недостатком УПАК данного типа является то, что исключается его работа в "холодном" режиме непрерывно в течение всего года, особенно при большом расходе через фильтры нагретых радиоактивных газов. Эффективность фильтров УПАК резко снижается (на порядок), если очищаемый газ поступает на адсорберы недостаточно охлажденным. Компрессорно-детандерная установка, входящая в состав УПАК, является сложной, громоздкой, требующей постоянного обслуживания специалистами высокой квалификации и дублирования. Установка производит ограниченное количество холодного воздуха, что обусловлено конструкцией турбодетандера и жесткой взаимозависимостью его технологических параметров: расхода, давления и температуры производимого им холодного воздуха. Все это не позволяет оперативно изменять их значения, что приводит к необходимости направлять часть воздуха помимо теплообменников при изменении расхода очищаемого газа. Это снижает степень очистки газа и эффективность использования турбодетандера, следовательно, и УПАК.

Ближайшим аналогом заявенного изобретения является установка, описанная в полезной модели России (3). Установка включает камеру выдержки, блоки осушки, последовательно установленные адсорберы и термоэлектрические холодильники захолаживания газа, установленные на входе каждого адсорбера, с охлаждением горячего спая от системы технического газа или водоснабжения.

Недостатком ближайшего аналога является то, что при размещении термоэлектрических холодильников непосредственно у каждого из адсорберов, резко повышаются трудоемкость обслуживания и эксплуатационные расходы, а следовательно, и стоимость системы захолаживания в целом. Кроме того, увеличивается протяженность газоводяных коммуникаций.

Задача, решаемая изобретением, заключается в упрощении системы очистки и снижении затрат на ее изготовление и эксплуатацию.

Сущность изобретения состоит в том, что в системе очистки радиоактивных газовых выбросов АЭС, включающей камеру выдержки, блоки осушки, последовательно установленные адсорберы и термоэлектрический холодильник захолаживания газа с охлаждением горячего газа от системы технического газа или водоснабжения, предложено термоэлектрический холодильник установить на входе только первого адсорбера, но с параметрами, обеспечивающими требуемое захолаживание газа, поступающего во все последовательно установленные адсорберы, а холодильную установку выполнить в виде идентичных параллельных линеек из последовательно установленных термоэлектрических элементов.

При размещении одного мощного термоэлектрического холодильника перед первым адсорбером, но с параметрами, обеспечивающими захолаживание газа, поступающего во все последовательно установленные адсорберы, удается значительно упростить систему очистки, уменьшить объем трубопроводов, повысить надежность системы захолаживания независимо от времени года и качество очистки газа от радионуклидов.

Предлагаемая система очистки радиоактивных газов (см. чертеж) состоит из последовательно установленных камеры выдержки газообразных радиоактивных продуктов 1, водоохлаждаемого теплообменника 2, блока осушки газа, включающего влагоотделитель 3 и цеолитовый очиститель 4. Термоэлектрический холодильник 5 с регулятором напряжения 6, обеспечивающим регулировку режимов охлаждения газа, размещен на входе в первый по ходу движения охлаждаемого газа адсорбер 7. Все адсорберы 7 соединены последовательно, выход последнего адсорбера 7 через газодувку 8 соединен с высотной вентиляционной трубой 9.

Работа системы очистки радиоактивных газовых выбросов осуществляется следующим образом. Радиационнозагрязненный газ поступает в камеру выдержки 1, где происходит естественный распад радионуклидов. Далее газ поступает во влагоотделитель 3, а затем в цеолитовый осушитель 4. После прохождения цеолитового осушителя 4 газ поступает в термоэлектрический холодильник 5, где происходит захолаживание газа, например, с +55^oC на входе до -20^oC. Термоэлектрический холодильник выполнен в виде набора идентичных параллельных линеек из последовательно установленных термоэлектрических элементов. Количество термоэлектрических элементов линейки зависит от величины перепада температуры нагретого и охлажденного газа. Так, например, для понижения температуры газа с +55^oC до -20^oC достаточно шести термоэлектрических элементов в линейке. В случае уменьшения этого перепада достаточно меньшего количества термоэлектрических элементов. Требуемая производительность термоэлектрического холодильника при фиксированном температурном перепаде обеспечивается числом параллельно расположенных линеек. Массовесовые характеристики термоэлектрического холодильника в 20-30 раз выше, чем у турбодетандера.

Список литературы

1. Ананьев А.Н., Белянин Л.А, Еперин А.П., Лебедев В.И. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. - М.: Энергоатомиздат, 1996, с. 124.

2. Белянин Л. А, Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Еперин АП., Шмаков Л.В. и др. Барьеры безопасности на АЭС с канальными реакторами. - М.: Энергоатомиздат, 1997, с. 110-111.

3. Полезная модель Российской Федерации N 8515.