核技术装置和核技术装置的运行方法

摘要

一种用于反应堆冷却剂(R)的脱气装置(2)，其具有耦合在压水反应堆的主冷却循环上的、由反应堆冷却剂(R)流过的脱气塔(6)。该脱气装置(2)进一步包括具有第一热交换器(52)的冷却剂蒸发器(54)和具有第二热交换器(44)的脱汽冷凝器(34)，其中冷却剂蒸发器(54)的热交换器(52)在次级侧由反应堆冷却剂(R)的分流流过，和其中脱汽冷凝器(34)的热交换器(44)在初级侧接入连接到脱气塔(6)上的蒸汽和气体排出管道(32)。脱气装置(2)应当这样来提供，既在尽可能保持简单的结构中并且考虑有关的安全规定的情况下使得对在反应堆冷却剂(R)中溶解的不可冷凝的气体的一个特别有效的和同时能量高效的分离是可能的，其中配属的核能中间冷却系统的热负载还尽可能地保持低。为此根据本发明这样设计：冷却剂蒸发器(54)的热交换器(52)在主级侧接入热泵循环(58)，热泵循环涉及到在装置运行中调节的热流而这样地耦合到所述脱汽冷凝器(34)的所述热交换器(44)上，从而使在所述脱汽冷凝中所释放的热量至少部分地传递到流过所述冷却剂蒸发器(54)的所述反应堆冷却剂(R)上并在此引起所述反应堆冷却剂的蒸发。

说明书

技术领域

本发明涉及一种用于反应堆冷却剂的脱气装置，其具有由反应堆冷却剂可流过的脱气塔，其中脱气装置包括带有第一热交换器的冷却剂蒸发器和带有第二热交换器的脱汽冷凝器(Stripdampfkondensator)；其中冷却剂蒸发器的热交换器在次级侧由反应堆冷却剂的分流流过；而其中脱汽冷凝器的热交换器在主级侧接入连接到脱气塔上的蒸汽和气体排出管道中。此外本发明涉及带有用于反应堆冷却剂的脱气装置的核技术装置以及此种核技术装置的运行方法。

背景技术

压水反应堆冷却剂中存在着由运行产生的溶解的、不可冷凝的气体，例如氢、氧、氮和不同的有放射活性的稀有气体，例如⁸⁵Kr、¹³³Xe。根据反应堆装置的工况，这些气体在冷却剂中的存在或者是必要和有意的、或者是无根本意义、或者却是有害的或不期望的并且因而要避免。

以下实例会进一步将其阐明：

在反应堆的功率运行期间，以例如2ppm至4ppm的浓度溶解的氢气(H₂)是必要的，以便将在此工况下有害(因为导致腐蚀)的氧气限制在最低值。然而在为了修正(Revision)的反应堆启动之前必须将氢气脱去，以便一方面使对于此状态必要的冷却剂的化学调理为可能，而另一方面避免开启反应堆冷却循环时的爆炸风险。

在修正反应堆期间，氧气在反应堆冷却剂中几乎溶解至饱和极限(约8ppm)，此情况下这是无关紧要的，因为它既无利又无害。然而在修正后再次运行反应堆时，只允许有极低浓度(例如5ppb)的氧气，因为它可能会在反应堆冷却循环运行的条件下造成不允许的结构材料的腐蚀。

氮气被从例如不同的容器和设备中(在其中反应堆冷却剂得到处理)的气垫(Gaspolster)带入到反应堆冷却系统，它的这种存在被许多专家认为是无关紧要的。相反其他人认为升高的氮气浓度是不希望的，因为一方面不能排除其与燃烧元件的罩管材料的相互作用，而且因为另一方面可能也存在着对冷却剂清洁装置的离子交换器的小的负面影响。

溶解在冷却剂中、源自于在反应堆中核裂变的放射性稀有气体在反应堆装置功率运行期间是没有意义的，因为它们在化学上是无活性的，而且它们所放出的放射性的辐射由一直存在的屏蔽所充分吸收。在反应堆装置的维护和修理工作中，它们却由于它们所放出的辐射而碍事。特别是在开启反应堆盖时，会导致这些稀有气体被释放到周围空气中，这使得必须要为人员保护而清理反应堆安全壳。因而这是值得期待的：为了修正而起动反应堆时将这些放射性稀有气体从冷却剂中脱去。

由于上述原因，有必要对反应堆冷却剂的溶解的、不可冷凝的气体的含量加以控制。为此，在压水反应堆核电站中有着不同的装置，使用这些装置一方面可以将不同气体(特别是氢气)引入到冷却剂中，或者另一方面将冷却剂溶解的气体脱去。加入气体的装置不是本发明的主题，因而在此不进一步表述。本发明的主题确切地说是将溶解的气体从冷却剂中脱去的特别能量高效的构思。

例如在德国工业标准DIN 25476中含有用于主级冷却剂脱气装置的工艺流程、放射保护措施、运行、维护和监控的基本的说明。

例如为脱去在许多压水反应堆装置中溶解的气体，采用了存在于容积控制系统中的容积平衡容器。取自于反应堆冷却循环的反应堆冷却剂在容积平衡容器内水平面上被喷射，并且假设在此在溶于其中的气体的浓度方面，与在容器内液面上存在的气氛处于几乎平衡的状态。只要此总气氛原先不含氧，集中在容积平衡容器底部的反应堆冷却剂中的氧浓度下降就会发生在此喷射过程中。因此例如通过在启动反应堆时提供纯氢气氛可从反应堆冷却剂中脱去氧气。如果在容积平衡容器中存在着纯氮气氛，可用所述方法从冷却剂中脱去氢气。因而在为修正启动反应堆时采用此变化方案方案。接着，如此处理的冷却剂利用容积控制系统的输送泵被再次送入反应堆冷却循环中，以致所涉及种类的的溶解气体的浓度在那里如所期望的被降低。然而此过程只有相对低的效率并在发电厂运行中经常造成延迟，因为最大气体浓度的特异值不能被及时达到。因而大多情况下为必要的气体含量变化，少于一日的时间间隔是所期望的，利用所述方法，这样的时间间隔几乎不被遵循。

在另一类型的压水反应堆装置中，为将溶解的气体从反应堆冷却剂中脱去采用了为此目的特别设计的脱气塔，对不可冷凝的气体其具有＞100的净化系数(Dekontfaktor)。净化系数表示设备入口和出口之间的浓度比。在此，待脱气的冷却剂被送入脱气塔，典型地泡罩塔的顶部。由于重力冷却剂在塔内从上滴下，而同时蒸汽从塔底(Kolonnensumpf)上升。通过将部分集中在塔池槽的冷却水-典型地通过塔的净流量的5％蒸发，蒸汽在下面与塔相连的蒸发器中生成。通过该设备的作用，冷却水在塔池槽被去除气体并且在蒸中所产生的蒸汽因而适合于，作为所称的脱汽对喷洒下的冷却水施以脱气作用或者增强脱气作用。因而在通过每个泡罩底时，喷洒下的冷却水通过罩的作用与上升的脱汽进入强烈接触状态，因此在溶液中存在的气体从水中逸出并与蒸汽一起移向塔的顶部。就是说，脱汽和不可冷凝的气体在脱气塔中以相对于(液体的)反应堆冷却水的逆流运动。

为达到尽可能最佳的脱气过程效果，这是有利的：待脱气的介质在输送至塔顶中时已经具有一个温度，其对应于根据在塔中分离过程选定的压力的沸点。该过程被这样完善：在塔顶向上逸出的蒸汽气体混合物中的蒸汽部分被冷凝，该冷凝物被输送回至塔顶，而其它保留的、不可冷凝的气体被引出冷凝器，接着通过进一步的冷却被干燥并为进一步处理被引至相应的排气系统。就像在上面所述的脱气系统中，在容积平衡容器中，已脱气的冷却剂在脱气之后被容积控制系统的输送泵输送回反应堆冷却循环并在那里形成所预期的溶解了的、不可冷凝的气体的减少。在反应堆冷却循环中对冷却剂的效果通常就被视为特别好：当一方面达到＞100的净化系数，而另一方面在反应堆冷却循环中存在的冷却剂总量的部分(其每小时以此形式和方式被脱气)大约是总气体量的20％。

如从上文得出的，一方面对于脱气过程的对在塔的池槽上冷却剂蒸发-就是说脱汽产生-的能量的使用，而另一方面在塔顶相应量的能量从冷凝器中引出是必要的。如果从反应堆冷却循环抽取的脱气塔的冷却剂不以相应于在脱气塔内充满的塔压的沸点温度流入，那么此外还有加温至此温度的能量和在过程结束时相应地冷却则是必要的。根据冷却系统的大小()，所述能量供给需求或者冷却需求导致所述蒸发器或者冷凝器明显的热功率。所述脱气系统的第一个实施方式例如被安装到压水反应堆装置NeckarwestheimI(德国)和(瑞士)。其在约大气压力(1bar绝对)下工作，以便用于冷却剂的蒸发温度位于约100℃。对于将冷却水从来自于容积控制系统的约50℃的输入温度加热至在塔顶的必要的100℃的进入温度，除了蒸发功率以外还必须引入巨大的热功率。对于后续的仍带有较大的反应堆冷却循环的反应堆装置，因此一个真空泵在流向上处于所述冷凝器和气体冷却器的下游连接到脱气装置的塔顶上，在塔中的压力下降如此多，即降到0.125bar绝对压力，以致于以约50℃流入的冷却剂已无需另外预热就处于沸腾状态。因此，相对于上述原来的脱气系统实施方式实现了巨大的能量节约。

但是尽管如此，在采用真空脱气装置时用于运行的能源耗费也是相当可观的。例如，在设计为4000至4500MW总热功率的压水反应堆装置中，不但蒸发器而且冷凝器的热功率为约2.3MW至2.5MW。此功率供给在至今实施的电厂设备中从来自于传统的装置的一部分的那里存在的辅助蒸汽网中实现；从冷凝器和气体冷却剂中功率的导出利用核能中间冷却循环完成。在新的、目前处于在建的反应堆类型EPR(European Pressurized Water Reactor)的核电站在装置的一部分内部不再提供辅助蒸汽供应系统。那里，对于脱气装置的蒸发器的功率需求通过电阻加热装置来满足。从冷凝器导出热功率如前述借助于核能中间冷却循环进行。

全部迄今为止实现或者构想的脱气系统的各个变化方案为供应和导出在脱气过程使用的热因而要求巨大的设备技术上的支出。为了将所采用装置部件的热损失借助核能通风系统由室内空气排出，进一步的支出是必要的。对于脱气装置的电子加热的变化方案，上述这一点也特别适于在脱气装置附近安置的变压器的废热，该变压器为供应电压而运行加热元件而必需。对于核电站，其所在处辅助冷却水(其中核能中间冷却系统将吸收的热排出到该辅助冷却水上)具有相对高的温度例如31℃或者更多，因此迄今为止的脱气装置显现出另一缺点，其与来自于冷凝器的高的待输出的热功率有关。核能中间冷却系统的管线，其供应脱气装置的冷凝器，因而在装置启动时也为输出已关闭的反应堆的后热()所需。换句话说，通过后热冷却器的从反应堆冷却循环中进行散热和利用从冷凝器中的散热来使脱气装置运行以相同时间并行地利用中间冷却系统的相同的管线进行操作。当所述高辅助冷却水温时这导致了，迄今为止传统的、与低辅助冷却水温相调适一致的中间冷却系统的设计和尺寸不再够用了。反应堆冷却系统的温度不再能够在所要求的时间内降至为修正所必需的、相对低的值，或者中间冷却系统的组件、管道和阀门的不成比例的放大是必需的。

发明内容

因而本发明的目的在于：提供开头述及类型的脱气装置，该脱气装置以尽量保持地简单的结构并考虑到相关安全规定实现了特别有效且同时能量高效的对于溶解于冷却剂中的不可冷凝的气体的分离，此外配属的核能中间冷却系统的热负载应被保持得尽可能小。另外还提供核技术装置以及核技术装置的相应的运行方法。

涉及脱气装置的目的这样实现：冷却剂蒸发器的热交换器在主级侧被接入到热泵循环中，该热泵循环涉及到在装置运行中调节的热流这样地耦合到脱汽冷凝器(Stripdampfkondensator)的热交换器上，从而使在脱汽冷凝中释放的热量至少部分地被传递到流过冷却剂蒸发器的反应堆冷却剂并同时引起反应堆冷却剂的蒸发。

本发明从以下考虑出发：为了特别能量高效地运行在具有压水反应堆的核技术装置中的脱气装置，为脱汽生成所必需的蒸发热至少部分地在脱气装置的冷凝器中被回收并且被提供给蒸发器。同时，在冷凝器处引出的热量应被提高到一个温度水平，该温度等级这样远地超过蒸发器中或脱气塔的塔池槽处的蒸发温度，使得在那里由于主导的温度落差利用经济上有重要意义的热交换面进行有效的热传递。以此为基础的过程应当出于运行安全这样被设计：不发生反应堆冷却剂与通常在方法中参予的或者处于流通的物质比如核能中间冷却水的混合。此外热回收过程被如此设计，以致不会发生放射性物质加载的反应堆冷却剂的泄漏。可爆炸气体混合物的形成(比如其在所称的反应堆冷却剂余气压缩(Brüdenkompression)中由于在压缩机处渗入的空气是可能的)从一开始就抑制。

这些部分矛盾的设计目标根据在此介绍的构想而实现：即通过将在脱汽冷凝过程中冷凝器上释放的冷凝热传递到在热流方面耦合的然而在流动介质方面分离的热泵循环上，以及通过在那里在提供机械功率的情况下在热泵上将该冷凝热提升至为蒸发反应堆冷却剂所需的温度水平。通过在介质方面将主冷却循环和热泵循环分离-通过相应的热交换器实现，避免了对反应堆冷却剂化学质量的不可靠的影响。通过压缩机热泵，压缩的只是在热泵循环中不具有放射性的制冷剂，而非反应堆冷却剂自身。在基于此构想的装置上，为在脱气装置内的分离过程从外供给的功率相对于用辅助蒸汽或者用电阻加热器加热的真空脱气机下降约80％。这相应地适用于用冷却水从冷凝器引出至环境中的功率。例如对于1400MW的核电站，必须由核能中间冷却循环从真空脱气装置传递给辅助冷却水的热功率可从约2.3MW降至约0.4MW。就是说，中间冷却循环的负荷相应地降低。

在第一优选的变化方案中，属于脱汽冷凝器的热交换器的次级侧的出口通过连接管道与在次级侧接入热泵循环的第三热交换器的主级侧入口相连接。在此，连接管道优选地构成了核技术装置的核能中间冷却循环的部段。在脱汽冷凝器上累积的热就首先被传递至在核能中间冷却循环中引导的中间冷却水并从该中间冷却水通过第三热交换器传递至在热泵循环中被引导的制冷剂。在热泵循环中制冷剂通过压缩机式热泵被压缩，其中它的温度这样升高了，以致由冷凝器所回收的热可用于在脱气装置的冷却剂蒸发器中蒸发反应堆冷却剂。取决于所安装的热传递功率，热交换器例如80％的蒸发器的功率来源于由冷凝器所回收的热而相应地20％来源于压缩机的驱动功率。因为总的来说在系统中热平衡()必须是均衡，由冷凝器排给核中间冷却水的相应的部分热保留在那并被通过另外的热交换器继续传给附属冷却水。

在第二优选的变化方案中，脱汽冷凝器的热交换器在次级侧直接连入热泵循环，以便来自于脱汽冷凝器的热被热泵循环的制冷剂直接吸收，并且紧接着在所称的交叉流线路(Kreuzstromschaltung)中被输出给脱气装置的冷却剂蒸发器。在此变化方案中，为了均衡热平衡，热功率必须被引出到核能中间冷却循环上，该热功率大致对应于压缩机的工作功率(例如约20％的蒸发器功率)。为此，热泵循环有选地具有通至冷却剂蒸发器的热交换器的可调旁路管道，在次级侧接入核能中间冷却循环的过剩冷凝器的过剩热交换器在主级侧接入该可调旁路管道。

在两个变化方案中，冷却剂蒸发器的热交换器优选地在次级侧接入再循环-局部循环管道，该再循环-局部循环管道以两个端部连接到脱气塔上且由已脱气的反应堆冷却剂的分流流过。在塔池槽和冷却剂蒸发器之间的反应堆冷却剂的循环优选在此以自然循环进行，该自然循环由在蒸发器中所产生的蒸汽部分驱动。

为了冷却通过气体和蒸汽输出管道与脱汽一起在塔顶出现的不可冷凝的气体，有目的地提供了气体冷却器，该气体冷却器在冷却剂方面与脱汽冷凝器并联，在蒸汽方面和气体方面串接在该脱汽冷凝器之后。这就是说，在上述两个变化方案的第一个变化方案中，气体冷却器通过核能中间冷却水被冷却，而在第二变化方案中通过在热泵循环中循环的、在通过膨胀阀减压后相对冷的制冷剂被冷却。

优选将脱气装置设计为所称的真空脱气装置。为此真空泵接入到连接在塔顶上的气体和蒸汽输出管道，真空泵的吸抽功率被设计为用于在脱气塔内部主导的(或者说存在的)小于0.5bar、优选小于0.2bar的工作压力。通过在脱气塔内降低的内压反应堆冷却剂的沸点温度在其内被这样程度地降低，例如降至约50℃，以使得从反应堆冷却系统通过容积控制系统流入的含气的无额外预热的反应堆冷却剂已在其沸点温度被引入塔顶。

涉及方法的开头提出的目的这样来实现：在脱汽冷凝器中的脱汽冷凝时释放的脱汽冷凝热被带入热泵循环，并且紧接着至少部分被传递至流经冷却剂蒸发器的反应堆冷却剂的分流，在此冷却剂被蒸发。因此在第一优选变化方案中，在脱汽冷凝器中释放的冷凝热首先被传递至在核能中间冷却循环中被引导的流动介质并从该流动介质中随后通过热交换器被传递至在热泵循环中被引导的制冷剂。作为其替代，在第二优选变化方案中，在脱汽冷凝器中释放的冷凝热被直接传递至在热泵循环中引导的制冷剂。

在一个特别优选的设计方法中，这样来调节在脱气塔内部的工作压力，从而使反应堆冷却剂的沸点温度在那里处于从40℃至60℃的范围中，特别是在大约50℃。在此优选地将在热泵循环中的制冷剂的温度在进入冷却剂蒸发器的热交换器之前通过压缩泵提升至60℃至80℃，特别是在约70℃，其在所称的压力状况下对于反应堆冷却剂的蒸发是足够的。

作为在热泵循环中的制冷剂优选氟化的碳氢化合物，特别是使用已知的也称为R134a的1，1，1，2-四氟乙烷，其特别好地适应于上面给出的温度状况，并且此外以化学稳定性、不含氯性、微毒性和不可燃性见长。通常的压缩机热泵设备适合作为热泵，就像压缩机热泵设备例如被应用在此考虑的具有压水反应堆的核电站中也用于在冷却水系统中生成冷却水，特别是也具有在热泵循环中所需的功率大小。

除了已述的优点，从现在起设计的装置和冷却剂和所属的带有热回收的用于冷却剂脱气的方法相对于至今已知的带有辅助蒸汽加热装置或者带有电加热装置的脱气系统提供了特别是下列的优点：

●在1400MW核电站中给脱气系统衡区域的必要的热功率供给和排出由约2.3MW被降低至约0.4MW。

●取消了大体积管路和用于辅助蒸汽和辅助蒸汽冷凝物的阀门，辅助蒸汽冷凝物冷却器以及相应的容器和泵也同样取消。

●取消了使用现场设立的变压器的情况下复杂的用于产生热的电功率的输入(Zuleitung)。

●压缩机(例如约400kW)的必要电功率的输入(Zuleitung)可以没有问题地在中等电压水平进行。

●核能中间冷却系统只有相对小的、与压缩机功率相对应的功率(例如约400kW)输出。

●核电站装置的自身电的需求因此显著降低。

冷水管道和阀门能以明显小的标称宽度来实施，特别是在第二变化方案中具有从脱汽冷凝器到热泵循环的直接热传递。

●在启动设备时，用于相关的核能中间冷却系统的管线的最大持续功率(Engpassleistung)被相应地降低。

●由于不再有高温设备部件参予到过程中，从脱气装置进入到室内的气体的热损失被显著降低。压缩机发动机的废热被直接地由在热泵循环中的制冷剂排出并回收。

●由核通风设备借助制冷机复杂地排出的热被相应地降低。

●用于热泵循环的组件已知大部分来自核电站的冷水系统，并相对于电阻加热能被视为运行可靠的。

特别是从现在起提供的构思贡献了：具有压水反应堆的核技术装置在不利的冷却水状况的部位，就是说相对高的冷却水温度，也考虑了具有用于冷却剂脱气的辅助系统的合适的设计。

附图说明

本发明的不同的实施例借助图示进一步被阐明，图中表明：

图1是根据第一个实施变化方案、带有热回收的脱气装置的简化的线路图，和

图2是根据第二个实施变化方案、带有热回收的脱气装置的简化的线路图。

在两个图中相同的部分配置同一附图标记。

具体实施方式

在图1中在简化的线路图中与一些周边组件一起示出的用于反应堆冷却剂R的脱气装置2包括了用含气反应堆冷却剂R通过冷却剂输入管道4从压水反应堆主回路供给的脱气塔6。含气反应堆冷却剂R在装置2的运行中通过连接在塔顶8的冷却剂输入管道4以约50℃的入口温度进入到脱气塔6，50℃在脱气塔6内充满的约0.125bar工作压力下近似对应于沸点温度，紧接着通过多个此处没进一步示出的泡罩底()向下喷洒并最终收集在脱气塔6的塔池槽10中。向下喷洒期间反应堆冷却剂R以强烈接触的方式与靠近塔池槽10的上面引入脱气塔6并与冷却剂流逆流流过脱气塔6的脱汽D相遇。在此，溶解于反应堆冷却剂R、不可冷凝的气体，就像例如氢、氧、氮或者不同的稀有气体，由脱汽D被一起带走并向上被传送至塔顶8，其中净化系数达到＞100。

大部分在塔池槽10中聚集的已脱气的反应堆冷却剂R借助可调节的脱气抽吸泵12通过在塔底14的区域连接在脱气塔6上的冷却剂流出管道16被连续抽吸出并通过可调节的出口阀门18被再次供给反应堆冷却系统。接入在泵旁路管道22中的节流阀20与脱气抽吸泵12并联，以便即使在脱气抽吸泵12关闭或者失灵时，在每个时间单位一定最小量的反应堆冷却剂R能流出脱气塔6。在需要时已脱气的反应堆冷却剂R的测试通过由冷却剂输出管道16分岔的排出管道24来获取。另外设计了脱气旁路管道26，以便反应堆冷却剂R根据需要和应用情况或者根据与可调节分配阀门28的位置相应的运行状态完全或者部分地围绕脱气塔6，那么反应堆冷却剂R没有脱气就绕路了。

在脱气塔6中上升的脱汽D，其也含有部分从反应堆冷却剂R溶出的不可冷凝气体，借助脱气真空泵30经连接在塔顶8的气体和蒸汽输出管道32被抽吸出。脱气真空泵30的抽吸量在此被如此确定，以致在装置2运行中在脱气塔6内降低的约0.125bar的内压可以被持续保持。在实施例中设计为水环压缩机的脱气真空泵30是通过排气管道G连在在此不再示出的排气系统的脱气真空泵装置33的组成部分，其具有许多其他的、作为辅助单元作对环形活塞压缩机起作用的组件(环形液容器、环形液冷却器、环形液筛)，然而其工作方式在此不那么重要。

另外在脱气塔6的塔顶8上连接了配有控制阀40的气体输入管道42，其用它的另一端在脱气真空泵30压力侧通入气体和蒸汽输出管道32。气体输入管道42用于对在脱气塔6中的过程进行压力控制；精确的这么多的来自电厂排气系统的气体通过该气体输入管道借助控制阀40被引入塔顶8，以便在那里所期望的工作压力优选0.125bar绝对压力相应于脱气真空泵30的特征曲线调节。所引入的气体那么也同时用作洗气/载气和对这样的在塔6中从反应堆冷却剂R中被去除的气体-特别是氢气的“稀释”。

在脱气真空泵30的吸气侧，用于冷凝脱汽D的脱汽冷凝器34接入气体和蒸汽输出管道32中和接在后面的用于冷却在脱汽冷凝后仍存留于气体和蒸汽流出管道32的部分气体的气体冷却器36也接入气体和蒸汽输出管道32中。落在脱汽冷凝器34中的冷凝物通过冷凝物管道38被重新引入脱气塔6的塔顶8，以便在那里与经冷却剂输入管道4流入的反应堆冷却剂R一起向下喷洒并在此被脱气。

在通过气体冷却器36后，从脱气塔6流出的不可冷凝气体具有低于反应堆冷凝剂R的沸点温度的稍微小于50℃的温度，以便对流入到脱气真空泵30的含水量和水蒸气排放进行十分有效的限定。在经过脱气真空泵30时，气体温度还继续下降至约25℃。如果有这种情况在气体冷却器36中也还要进行第二个冷凝步骤：其中蒸汽D保留的剩余部分利用稍过冷冷却被冷凝并且接着作为液态冷凝物被引回至脱气塔6的塔顶8，例如通过重力逆流于蒸汽/气体混合物经管道32并经脱汽冷凝器34，或者通过(在此未示出)分离的来自于气体冷却器36的冷凝物排出管。

在冷却剂侧，脱汽冷凝器34的热交换器44和气体冷却器36的热交换器46并联。两者通过冷却剂管道48被供给来自于反应堆装置的核能中间冷却系统的所称的中间冷却水Z，其中在实施例中中间冷却水Z的入口温度约为36℃。通过由脱汽D或由不可冷凝气体传递的热，在热交换器44、46各自的输出侧中间冷却水Z的温度上升至约为60℃。

在脱气塔6的底部14连接了再循环管道50的第一端，在塔池槽10聚集的、已脱气的部分反应堆冷却剂R流经该管道。该被分岔而出的部分流经冷却剂蒸发器54的已被加热的热交换器52并在此被蒸发。所生成的冷却剂蒸汽在接近液态反应堆冷却剂R的液面高度的上面通过再循环管道50的第二端重新被引入脱气塔6，其中在脱气塔中冷却剂蒸汽作为脱汽D起作用。

脱气装置2是专门为特别能量高效运行、与此同时保持极小的核能中间冷却系统的负载而设计的。为此设计了：回收在脱汽冷凝器34上所释放的冷凝热和回收利用该冷凝热用于冷却剂蒸发，就是说用于脱汽生成。对此，离开脱汽冷凝器34和气体冷却器36的、在那里被加热至约46℃的中间冷却水Z通过连接管道56供给在次级侧被接入热泵循环58的热交换器60，并在那里向在热泵循环58中被引入的制冷剂K，例如制冷剂R134a放出此前在脱汽冷凝器34中和气体冷却器36中吸收的大部分热量，其由此被蒸发。从热交换器60流出的中间冷却水Z紧接着以从现在起还只是约38℃的温度经管道62被引回至核能中间冷却系统。在热交换器60蒸发的制冷剂K相反被热泵压缩机64压缩并输送至冷却剂蒸发器54的热交换器52。通过压缩，制冷剂K的温度上升至大约70℃，为在热交换器52中导致在再循环管道50中被引导的，开始还是液态反应堆冷却剂R的蒸发，这已足够，因为其沸点温度-由在脱气塔6和连接它的再循环管道50中下降的内压决定-只位于大约50℃。如上面所示，这也就是反应堆冷却剂R流入再循环管道50的温度。制冷剂K在热交换器52中经冷凝被液化。这就是说，涉及制冷剂K的热交换器52在它的主级侧是冷凝器，而涉及反应堆冷却剂R的热交换器52在它的次级侧是一个蒸发器(冷却剂蒸发器)。在它放热后在冷却剂蒸发器54的热交换器52中的液态制冷剂K在流过膨胀阀66时被减压并继续被冷却，以便上述循环此后能重新开始。

为了投入使用真空脱气装置2，冷却水流量首先通过打开相应的阀门由脱汽冷凝器34和气体冷却器36制成。因此同时通过连接管道56，在热泵循环58中的热交换器60也被核能中间冷却水Z流过，由此热源在热泵循环58中是可供使用的。下一步中接通脱气真空泵30，其典型地作为水环压缩器实施，以及接通必要的供给和清除系统(环形液态入口和出口、冷水供给、排气系统的洗气流量)。在接通状态，脱气真空泵30与所属的控制循环一起在脱气塔6中自动保持例如约0.125bar的必要压力，该控制循环作用于在至塔顶8的气体流入管道42中控制阀门40。真空泵装置内的内部状态，例如环液容器中的液面，也被自动保持在必需值。

作为下一步，在运行中对塔池槽10和真空脱气装置2的冷却剂蒸发器54进行液面调节。此调节接通脱气抽吸泵12，在脱气装置2的排出口打开截流阀18并对同样位于那里的调节阀借助调节器如此调节，以便在脱气装置2的冷却剂蒸发器54中的管束(Rohrbündel)一直是注水的。通过开启容积控制系统入口阀门，含气反应堆冷却剂R被引入脱气塔6的塔顶8，而且同时接通热泵装置的压缩机64。通过用热泵循环58的压缩机64将制冷剂蒸汽压缩至例如25bar的压力，制冷剂的温度被如此提高，以致它的大部分的热被传至在冷却剂蒸发器54中存在于热交换器52另一侧的反应堆冷却剂，由此这些冷却剂被蒸发并作为脱汽被用在脱气塔6中。在塔池槽10和冷却剂蒸发器54之间反应堆冷却剂R的循环优选以自然循环进行，其由在冷却剂蒸发器54中所生成的蒸汽部分所驱动。

还在承受高压的制冷剂K冷凝在冷却剂蒸发器54的热泵侧上。它然后流至膨胀阀66，在那里它被降压至相对的低压，并在此如此冷却，以致它在热泵循环58的热交换器60中能将来自于在另一侧流动的核能中间冷却水的热吸收。在此热吸收中制冷剂K蒸发并且然后由压缩机64重新抽吸。热泵设备的制冷剂循环是密封闭合循环，其在运行期间制冷剂K既不被抽出也不被添入。热泵装置的功率调控一方面通过在压缩机64的进气支管中相应的节流装置、而另一方面通过取决于在冷却剂蒸发器54中制冷剂液面的膨胀阀66的控制来进行。

在脱气装置2的冷却剂蒸发器54中，由所述的热输入通过热泵循环58的热交换器60将处于沸腾状态的反应堆冷却剂以一定的速率蒸发，其大约对应于在塔顶8流入的含气反应堆冷却剂R的物质流的5％。脱汽D在脱气塔6内从下向上升起，并且在通过每个依次放置的泡罩(Glocken)时同滴下的液体冷却剂R强烈接触，因此气体-如上已所说明了-被从冷却剂中吸抽出。蒸汽D与从反应堆冷却剂R所排出的不可冷凝气体相混合，从塔顶8转入脱气装置2的脱汽冷凝器34。在那里，蒸汽D中所含有的蒸发热被传递给核能中间冷却水Z，因此蒸汽D大部分冷凝。冷凝物通过重力经冷凝物管道38被引回到塔顶8，同时蒸汽的小部分的、没冷凝的蒸汽和不可冷凝气体气流被继续引至后接的气体冷却器36中。在那里同样地通过对核能中间冷却水放热进行下一冷凝步骤，其中蒸汽D的残余部分利用稍过冷冷却被冷凝，并且接着与蒸汽/气体混合物相反向流动通过重力引回到脱汽冷凝器34并从那里引回到脱气塔6的塔顶8。不可冷凝气体以对应于过程温度的剩余湿度由脱气真空泵30所吸取，压缩并引至核电站装置排气系统(未示出)。

对应于塔顶8的含气反应堆冷却剂R输入流，脱气的冷却剂R流入到塔池槽10。脱气的冷却剂R由脱气抽吸泵30从位于负压的塔池槽10输送入容积控制系统收集器，其通过容积平衡容器(在此未示出)维持例如3到4bar的压力。在反应堆冷循环中其他的输送利用容积控制系统的高压输送泵进行。

在图2中所示的脱气装置2与在图1中所示的区别在于：脱汽冷凝器34的热交换器44和气体冷却器36的热交换器46在次级侧直接接入包括冷却剂蒸发器54的热泵循环58中。由图1已知的连接管道56和热交换器60在该变化方案中被取消了。在该变化方案中脱气装置2的脱汽冷凝器34的热直接通过制冷剂K的蒸发在连接的热泵循环58中被排出。因此，利用核能中间冷却水Z的脱气装置2的供给的实施基本上小于在图1中所示的第一种变化方案，因为核能中间冷却水Z对于从脱汽冷凝器34至热泵装置的热传送是不必要的，而只是还用于相对小的热功率的排出，该热功率对应于由压缩机热泵64带入循环58的压缩功率。为此目的，通过中间冷却水Z冷却的过剩冷凝器70()的过剩热交换器68在制冷剂侧接入与冷却剂蒸发器54并联流过的在压缩机热泵64和膨胀阀66之间设置的蒸发器旁路管道72。流经过蒸发器旁路管道72的物料流通过控制阀74是可调节的。

对于核能中间冷却水Z的连接的过程，对于真空泵30的进入运转的过程，在塔池槽10中的液位控制的过程，和对于含气反应堆冷却剂R的输入的过程与它们在图1中所示的和已进一步在上面说明的第一种变化方案相对应的。当接通热泵64时，功率必须相对慢地被提高，并且注意：在真空脱气装置2的脱汽冷凝器34上不要太快地抽吸热，并且不希望进行太强烈的过冷冷却。一旦热泵装置达到了额定功率，稳定的功率运行单独借助控制循环被保持。

在图2中所示的实施例通过这样得出特别有利的在参与的热交换器44、52中的关系：在各自的两侧上各自的介质要么蒸发或冷凝。在脱气装置2的冷却剂蒸发器54中制冷剂K在热泵侧冷凝，而反应堆冷却剂R在真空脱气侧蒸发。在脱汽冷凝器34的热交换器44中制冷剂K在热泵侧蒸发，而反应堆冷却剂R在真空脱气侧冷凝。这种关系导致了，各自在整个热交换器面上具有恒定的温差，因此该温差相对高地被选择，没有过多有能量损失地调节。这允许，必要的热交换面保持小。

在图2中示出的变化方案进一步有利的是该事实，在热源侧和在热泵循环58中的热沉()之间只存在相对低的温差。在液化和蒸发之间制冷剂K的温差就能保持小，因为该温差必须单独地覆盖通过热交换面用于传递热的必要的温差。对于热泵64的压缩机，这意味着低的压力关系，并且在热泵循环58中总计要导致高的功率系数ε(Leistungszahl)，该功率系数表示了加热功率与输入的驱动功率之间的关系。在真空脱气装置2中反应堆冷却剂在50℃蒸发；当具有例如65℃至70℃的温度的制冷剂蒸汽流入冷却剂蒸发器54时，就足够了。在这样的过程参数中已描述过的制冷剂R134a没有问题地被应用，对于应用在核电站控制区从安全技术的视角，该制冷剂具有特别的优点，比如例如化学稳定性、不含氯性、微毒性和不可燃性。

当脱气过程在上面所述的低压条件下在约50℃的沸点温度下运行时，那么根据两个在图1和图2中所示的变化方案的方法时特别有效的，因为用于预热输入的反应堆冷却剂R的功率是不必要的，并且总计用于脱气过程转换的热功率是最低的。与此相应地，在此条件下设备的支出也是最小的。

参考标记列表

2脱气装置                   4冷却剂输入管道

6脱气塔                     8塔顶

10塔池槽                    12脱气抽吸泵

14塔底                      16冷却剂流出管道

18出口阀门                  20节流阀

22泵旁路管道                24排出管道

26脱气旁路管道              28分配阀

30脱气真空泵                32气体和蒸汽排出管道

34脱汽(Stripdampf)冷凝器

36气体冷却器                38冷凝物管道

40控制阀                    42气体输入管道

44热交换器(脱汽冷凝器)

46热交换器(气体冷却器)

48冷却剂管道

50再循环-局部循环管道

52热交换器(冷却剂蒸发器)

54冷却剂蒸发器   56连接管道

58热泵循环       60热交换器(热泵循环)

62管道           64压缩机热泵

66膨胀阀         68过剩热交换器

70过剩冷凝器     72蒸发器旁路管道

74控制阀         D脱气

E排水            G废气

K制冷剂          L通风

N氮气供给        P采样

W去离子水        Z中间冷却水