BR112016028927B1 - Usina de energia nuclear e dispositivo de gás de proteção para usina de energia nuclear - Google Patents
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Abstract
PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR E DISPOSITIVO DE GÁS DE BLINDAGEM Esta invenção SE refere à engenharia de energia nuclear e pode ser utilizada em plantas de energia com refrigerantes contendo chumbo metálico líquido, particularmente em reatores de nêutrons rápidos. A invenção ajuda a melhorar a segurança das centrais nucleares. Para esse fim, propõe-se uma central nuclear que compreende: um reator com seções central e periférica; uma cavidade de reator com um núcleo localizado na parte central do recipiente; refrigerante metálico líquido, pelo menos uma bomba de circulação para a circulação do líquido refrigerante de metal e pelo menos um gerador de vapor, localizado na seção periférica do reator; uma cavidade com gás de blindagem localizado acima do refrigerante; pelo menos um dispensador de gás de blindagem localizado na seção periférica do recipiente, por cima do corte superior do gerador de vapor na área de sucção da bomba de circulação compreendendo seções de entrada e de trabalho, com a seção de entrada situada na cavidade de gás de proteção e apresentando aberturas na sua parte superior, e a seção de trabalho localizada sob o nível livre do refrigerante metálico líquido.
Description
[0001] A invenção se refere à energia nuclear e pode ser utilizada em plantas de energia com refrigerantes metálicos líquidos contendo chumbo, especificamente nos reatores de nêutron rápido cujo primeiro circuito utiliza líquidos refrigerantes metálico líquido pesado, tais como liga eutética 44,5% Pb-55,5% Bi e chumbo, respectivamente.
[0002] As plantas nucleares com refrigerantes de chumbo ou ligas de refrigerante de chumbo geralmente contêm um núcleo localizado sob o nível de refrigerante livre, geradores de vapor, instalações de circulação de refrigerante e um sistema de gás protetor que inclui um dispositivo de gás protetor, um filtro de gás e um compressor de gás (vide T. Kh Morgulova Nuclear Power Plants., Moscou: Vysshaya Shkola, 1984, p.251).
[0003] Todos os líquidos refrigerante metálicos são altamente corrosivos em relação aos materiais estruturais de uma planta nuclear.
[0004] Por conseguinte, as principais tarefas decorrentes da utilização de refrigerantes metálicos líquidos são como se segue: - criar condições que impeçam a corrosão dos materiais estruturais do primeiro circuito em contato com refrigerante metálico líquido que contém chumbo; - assegurar a limpeza da superfície necessária para o primeiro circuito (eliminar todos os depósitos nos materiais estruturais dos equipamentos do circuito de circulação que possam afetar as características hidráulicas térmicas do primeiro circuito e a segurança da instalação do reator); - assegurar a limpeza necessária do sistema de primeiro circuito de gás (eliminar todos os depósitos no sistema de gás) e a limpeza do gás protetor.
[0005] A interface entre a parte do refrigerante e o gás protetor é caracterizada por uma transferência de massa constante entre o refrigerante metálico líquido contendo chumbo e as impurezas encontradas no gás protetor (hidrogênio, vapor de água, oxigênio, etc.) que pode conduzir a ambas as flutuações de qualidade do refrigerante e alterações na composição de impurezas do gás protetor.
[0006] Simultaneamente, ocorrem na interface entre o refrigerante e o gás protetor e na proximidade imediata da interface do lado do gás protetor, os processos de evaporação do componente de refrigerante, a formação de partículas de aerossol e o arrasto mecânico de impurezas dispersas da superfície de fusão. Estes processos podem resultar na contaminação do gás protetor e na formação de depósitos na instalação de gás do primeiro circuito.
[0007] Neste caso, o conteúdo das impurezas principais no gás protetor do primeiro circuito não deve exceder: - teor de umidade: CH2O <0,5 mg/l (ponto de orvalho de menos 26°C); - teor de oxigênio: CO2 <5 • 10-3% em volume (as leituras do sensor de oxigênio ao nível E de menos 400 a menos 450 mV); - teor de nitrogênio: CN2 <5 • 10-3% em volume
[0008] A composição do gás protetor do primeiro circuito é monitorada pelos sensores de nível de oxigênio e hidrogênio do gás protetor e por cromatografia através de amostragem periódica de gás.
[0009] Durante os ensaios de funcionamento a quente do primeiro circuito, o gás protetor consiste principalmente no argônio de grau mais elevado.
[0010] O dispositivo de gás protetor é concebido para criar uma mistura de gás-líquido de duas fases do refrigerante e o gás injetado no refrigerante com a dispersão requerida de bolhas de gás e o seu transporte subsequente ao longo do circuito de circulação do refrigerante. O dispositivo é usado em sistemas de refrigerante de chumbo- bismuto de plantas nucleares para modos de processo que envolvem o uso de misturas de gases fornecidas sob o nível de refrigerante: - limpeza à base de hidrogênio do líquido refrigerante e do primeiro circuito; - limpeza periódica do primeiro circuito para remover quaisquer produtos de reações entre o líquido de resfriamento e o aço estrutural; - purificação do gás protetor e limpeza de sistemas de gás para remover aerossóis e partículas finas de óxidos de elementos estruturais de aço;
[0011] Em várias plantas nucleares são utilizados diferentes arranjos de dispositivo de gás protetor.
[0012] Existe uma planta nuclear que compreende um reator com um líquido refrigerante de chumbo metálico ou as suas ligas, um núcleo localizado sob o nível de líquido de resfriamento livre, geradores de vapor, uma bomba de circulação principal com tubos de pressão constante e um sistema de gás protetor, com o dispositivo de mistura de gás garantindo a injeção de gás no volume de gás acima do nível de refrigerante livre. (Patente PM RF120275, 2012).
[0013] Existe outra planta nuclear que compreende um reator com um refrigerante metálico líquido pesado com o seu núcleo localizado sob o nível de refrigerante livre, geradores de vapor, bombas de refrigerante de reator, um sistema de gás protetor e um dispositivo de mistura de gás projetado na forma de um acionador elétrico giratório ou a turbina de uma câmara de pressão de gás. A câmara de pressão do distribuidor é montada no circuito de circulação de refrigerante metálico e conectada por condutos de gás com o sistema de gás protetor e refrigerante metálico líquido circulante. Estes dutos de gás são encaminhados nos eixos das bombas de circulação principais (RF Patente 2339097, 2007).
[0014] As principais desvantagens desta solução consistem na introdução obrigatória de um elemento especial contendo uma câmara de pressão no circuito de metal líquido de alta temperatura perigoso em razão da radiação e o baixo grau de limpeza da superfície interior no circuito do reator para remover as impurezas à base de óxido depositadas.
[0015] Existe outra planta nuclear que compreende um reator com um líquido refrigerante de chumbo metálico ou as suas ligas, com o seu núcleo de reator localizado sob o nível de líquido de resfriamento livre, geradores de vapor, instalações de circulação e um dispositivo de mistura de gás concebido na forma de um ou mais tubos com bocais. (Patente RF 2192052, 2001).
[0016] A desvantagem desta solução consiste na complexidade da distribuição da mistura de gás a todas as superfícies do circuito do reator devido à baixa vazão do bocal. O diâmetro dos orifícios nos bicos não pode ser inferior a 1,0-3,0 mm devido ao seu possível entupimento com impurezas contidas no refrigerante. Por conseguinte, a vazão de escape não excederá 0,5 m/s, o que é insuficiente, especialmente em áreas a jusante do circuito, o que levaria a uma baixa eficiência de purificação para remoção de óxidos de metal depositados contidos no refrigerante.
[0017] Os projetos de todos os dispositivos de gás conhecidos são complexos e implicam na disposição de tubulações de gás estendidas.
[0018] A desvantagem comum de todas as plantas nucleares acima e dos seus dispositivos constituintes de gás protetor é a incapacidade de formar uma mistura estável gás- líquido de duas fases do refrigerante e do gás ejetado com a dispersão desejada de bolhas de gás e assegurar o seu transporte subsequente ao longo do circuito refrigerante.
[0019] O objetivo da presente invenção é aumentar a segurança operacional de plantas nucleares assegurando a normalização da circulação do refrigerante metálico líquido, aumentando a sua eficiência de tratamento para remover a escória e a eficiência da limpeza da superfície metálica para remover a corrosão aumentando o volume da fase gasosa fina e simplificando o projeto do dispositivo de gás protetor.
[0020] O resultado técnico da invenção consiste em criar as condições para formar uma mistura estável gás- líquido de duas fases do refrigerante e do gás com a dispersão desejada de bolhas de gás e assegurar o transporte subsequente da mistura ao longo do circuito de circulação de refrigerante.
[0021] Este resultado técnico é conseguido através da criação de uma planta nuclear, que inclui: reator com seções central e periférica; câmara de reator com um núcleo localizado na parte central do reservatório; refrigerante metálico líquido, pelo menos uma bomba de circulação para a circulação do refrigerante metálico líquido e pelo menos um gerador de vapor, ambos localizados na parte periférica do reservatório; câmara com gás protetor localizado acima do refrigerante; pelo menos um dispositivo de gás protetor localizado na parte periférica, acima do corte superior do gerador de vapor na área de sucção da bomba de circulação compreendendo seções de admissão e de trabalho, com a parte de admissão localizada na câmara de gás protetor e a parte de trabalho localizada abaixo do nível livre do refrigerante metálico líquido.
[0022] Em modalidades particulares da invenção, o resultado técnico especificado é conseguido pela criação de uma planta, na qual o dispositivo de gás protetor é um distribuidor, com a sua parte de trabalho concebida como uma combinação de um disco rotativo inferior fixado ao eixo oco e um disco estacionário superior localizado na parte de admissão. Os dois discos são instalados com uma folga, sendo o disco rotativo oco e tendo orifícios axiais ligados à folga entre os discos e a câmara do disco inferior.
[0023] De preferência, o dispositivo de gás protetor está ligado ao motor montado no exterior da câmara do alojamento da planta com a utilização de um acoplamento magnético.
[0024] A tarefa acima também pode ser resolvida através da criação de um dispositivo de gás protetor para a planta nuclear, com o dispositivo de gás protetor representado por um distribuidor, com a sua parte de trabalho concebida como uma combinação de um disco rotativo inferior fixado ao eixo oco e um disco estacionário superior localizado na parte de admissão. Os dois discos são instalados com uma folga, sendo o disco rotativo oco e tendo orifícios axiais ligados à folga entre os discos e a câmara do disco inferior.
[0025] A invenção é mostrada nas figuras 1, 2 e 3.
[0026] A figura 1 mostra a parte axial longitudinal de uma das modalidades da planta de energia nuclear.
[0027] A figura 2 é uma vista em planta de uma parte da instalação do reator no local do distribuidor de gás.
[0028] A figura 3 ilustra o dispositivo de gás protetor.
[0029] As seguintes designações de notações são utilizadas nas figuras: 1 - núcleo; 2 - parte periférica do reservatório; 3 - dispensador de gás protetor; 4 - refrigerante metálico líquido; 5 - tampão de blindagem; 6 - reator; 7 - gerador de vapor; 8 - câmara de gás protetor; 9 - bomba de circulação; 10 - câmara do reator; 11 - parte de admissão do distribuidor; 12 - parte de trabalho do dispensador; 13 - disco rotativo inferior; 14 - disco estacionário superior; 15 - eixo oco; 16 - aberturas na parte de admissão do distribuidor; 17 - flange de montagem do distribuidor; 18 - meio acoplamento magnético acionado; 19 - meio acoplamento magnético de acionamento; 20 - motor vedado; 21 - aberturas axiais no disco rotativo inferior; 22 - câmara no disco rotativo inferior; 23 - folga entre os discos
[0030] A planta nuclear compreende um reator nuclear com um refrigerante metálico líquido (4), uma câmara de reator (10) com um núcleo (1) e um tampão de proteção (5), pelo menos um gerador de vapor (7), pelo menos uma bomba de circulação (9), uma câmara (8) com o gás protetor, e pelo menos um dispositivo para injeção de mistura de gás no circuito de líquido refrigerante metálico líquido (4).
[0031] A câmara do reator (10) com o núcleo (1) está localizada na parte central do reservatório do reator (6) abaixo do nível livre do refrigerante metálico líquido (4).
[0032] O gerador de vapor (7) e a bomba de circulação (9) estão localizados na parte periférica (2) do reservatório (6) da planta do reator.
[0033] A câmara de gás protetor (8) está localizada acima do nível do refrigerante metálico líquido (4).
[0034] O dispositivo para injeção de mistura de gás no circuito refrigerante metálico líquido (4) é representado por um distribuidor de gás (3) localizado na área periférica do reservatório (6) acima do corte superior do gerador de vapor (7) na área de sucção da bomba de circulação (9).
[0035] O distribuidor (3) tem uma parte de admissão (11) com aberturas (16), uma parte de trabalho (12) com o disco rotativo inferior (13) fixado ao eixo oco (15) e o disco estacionário superior ou combinado com a parte de admissão (11).
[0036] A parte de admissão (11) do distribuidor de gás (3) com as suas aberturas (16) está localizada na câmara de gás protetor (8).
[0037] O distribuidor (3) é preso ao circuito de metal líquido usando uma flange (17).
[0038] A parte superior do distribuidor de gás (3) está ligada a um motor vedado (20) montado no exterior da câmara 6 no reservatório do reator com a utilização de um acoplamento magnético, em que o número 18 é a metade de acoplamento magnético de acionamento e o número 19 é a metade do acoplamento magnético acionado.
[0039] O disco rotativo inferior (13) tem aberturas axiais (21) localizadas ao longo da sua periferia e é oco. (Câmara (22))
[0040] Os discos são instalados com uma folga (23).
[0041] A parte de trabalho (12) do distribuidor de gás (3), concebida na forma de um disco rotativo (13) e um disco estacionário (14), está localizada abaixo do nível livre do refrigerante metálico líquido (4). Esta disposição evita a separação de gás protetor e direciona o fluxo de líquido refrigerante metálico para a sucção da bomba de circulação (9).
[0042] A planta é operada da seguinte forma.
[0043] No processo de remoção de óxido das superfícies do circuito do reator e refrigerante metálico líquido, a planta nuclear é operada com os geradores de vapor (7) drenados, em condições isotérmicas, ao nível de potência controlada mínima (~0,001%). Refrigerante metálico líquido (4) é aquecido pelas bombas de circulação (9) (devido ao atrito da pá da bomba contra refrigerante metálico líquido (4)).
[0044] Quando o motor vedado (13) é ativado, o disco inferior (20) da parte de trabalho (12) do distribuidor (3) gira a uma velocidade angular predeterminada (n até 3.000 rpm). Como resultado do movimento do refrigerante metálico líquido (13) relativamente ao disco inferior (23), é formada uma área de baixa pressão na folga, que induz a injeção de gás da câmara (22) do disco inferior (13) através das aberturas (21) na parte superior do disco inferior (13) na folga (23).
[0045] Devido ao gradiente de velocidade do refrigerante metálico líquido, as bolhas na folga são fragmentadas e a fase gasosa finamente dispersa flui conjuntamente com o refrigerante a partir da folga (23) para o fluxo principal do refrigerante de chumbo-bismuto (4).
[0046] A injeção de gás protetor no fluxo do refrigerante metálico líquido (4) resulta na destruição de escórias à base de PbO e subsequente melhoria das propriedades físicas e químicas do refrigerante metálico líquido (4).
[0047] Os autores realizaram estudos computacionais em relação a uma planta nuclear com um refrigerante de chumbo-bismuto com duas bombas de circulação (9) e geradores de vapor (7).
[0048] A vazão volumétrica total do refrigerante metálico líquido 4 na sucção da bomba de circulação 9 é de 0,64 m3/s; O fluxo volumétrico do gás protetor (uma mistura de H2-H2O-Ar) é 0,00008 m3/s; a temperatura do refrigerante metálico líquido 4 é de 400 a 450°C.
[0049] A duração do fornecimento de gás protetor ao fluxo de líquido refrigerante metálico líquido (4) é de 168 horas.
[0050] É mostrado que a injeção do gás protetor resulta na sua distribuição eficiente à escória à base de PbO e na sua destruição completa (100%) com subsequente remoção da escória do refrigerante metálico líquido e normalização da sua circulação.
[0051] Isso aumenta a segurança da planta nuclear assegurando a normalização da circulação do refrigerante metálico líquido, a remoção mais eficiente das escórias do refrigerante e melhor remoção da corrosão das superfícies metálicas.
Claims (4)
1. Usina de energia nuclear, compreendendo um meio de refrigeração metálico líquido (4) contendo chumbo, principalmente usado em um reator de nêutrons rápidos de chumbo-bismuto (6), caracterizada pelo fato de que compreende: um reservatório de reator (6) tendo uma parte central e uma parte de periferia (2); uma câmara (10) do reator tendo um núcleo (1), a câmara do reator (10) localizada na parte central do reservatório e tendo uma câmara para gás protetor acima do meio de refrigeração (4); pelo menos uma bomba de circulação (9) para a circulação do meio refrigerante metálico líquido (4) do topo para baixo e então diretamente para dentro do núcleo (1) da câmara de reator (10), a pelo menos uma bomba de circulação (9) sendo localizada na parte periférica da câmara (10); pelo menos um gerador de vapor (7) localizado na parte periférica (2) da câmara, o corte superior da qual está localizado abaixo do nível do meio refrigerante metálico líquido (4); pelo menos um dispositivo de gás protetor (8), o pelo menos um dispositivo de gás protetor (8) localizado na parte periférica (2) do reservatório, acima do corte de topo do gerador de vapor (7) na região de sucção da bomba de circulação (9), o pelo menos um dispositivo de gás protetor (8) inclui uma parte de entrada (11) e uma parte de trabalho (12), em que a parte de entrada (11) é localizada na câmara de gás protetor (8) e tem uma abertura na parte superior da mesma, e a parte de trabalho (12) é localizada abaixo de um nível de liquido livre do meio refrigerante metálico líquido (4).
2. Usina de energia nuclear, de acordo com a reivindicação 1, caracterizada pelo fato de que o dispositivo de gás protetor (8) é um distribuidor (3), a parte de trabalho (12) é projetada para ser fixada a um disco rotativo inferior (13) fixado ao eixo oco (15) e um disco rotativo superior (14) localizado na parte de entrada (11), combinados, os dois discos são instalados com uma folga (23), em que o disco móvel (13) é oco e tem orifícios axiais (21) ligados à folga (23) entre os discos e a câmara do disco inferior.
3. Usina de energia nuclear, de acordo com a reivindicação 1, caracterizada pelo fato de que o dispositivo de gás proteção (8) conectado ao motor (20) montado fora da câmara (6) do alojamento da usina com a utilização de um acoplamento magnético (18, 19).
4. Dispositivo de gás de proteção para usina de energia nuclear, caracterizado pelo fato de que a usina de energia nuclear tem um meio de refrigeração de metal líquido (4) contendo chumbo, principalmente usado em um reator de nêutrons rápidos de chumbo-bismuto (6), o dispositivo de gás proteção (8) é representado como um dispensador (3), a parte de trabalho (12) é projetada como uma combinação de um disco rotativo inferior (13) fixado ao eixo oco (15) e um disco rotativo superior (14) localizado na parte de entrada (11), os dois discos (13, 14) são instalados com uma folga (23), em que o disco móvel (13) é oco e tem orifícios axiais ligados à folga (23) entre os discos e a câmara do disco inferior (13), a usina de energia nuclear incluindo pelo menos uma bomba de circulação (9) e pelo menos um gerador de vapor (7) para circular o meio de refrigeração de metal líquido (4) a partir do topo para baixo e então diretamente para o núcleo (1), o corte superior do gerador de vapor (7) é localizado abaixo do nível do meio de refrigeração de metal líquido (4), o qual é acima do corte superior do gerador de vapor (7) na região de sucção da bomba de circulação (9).
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| JPH0287098A (ja) * | 1988-09-26 | 1990-03-27 | Hitachi Ltd | 高速増殖炉の原子炉カバーガス系 |
| JPH03102288A (ja) * | 1989-09-18 | 1991-04-26 | Toshiba Corp | タンク型高速増殖炉 |
| US5397377A (en) * | 1994-01-03 | 1995-03-14 | Eckert; C. Edward | Molten metal fluxing system |
| US5676520A (en) * | 1995-06-07 | 1997-10-14 | Thut; Bruno H. | Method and apparatus for inhibiting oxidation in pumps for pumping molten metal |
| BR9603089A (pt) * | 1995-07-20 | 1998-05-05 | Air Prod & Chem | Agitador e processo para aperfeiçoar a dispersão de gás e a transferência da massa gasosa em um reator de tanque agitado |
| ITTO980400A1 (it) * | 1998-05-12 | 1999-11-12 | Finmeccanica Spa | Sistema di refrigerazione perfezionato per un reattore nucleare. |
| JP2003066187A (ja) * | 2001-08-23 | 2003-03-05 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 鉛ビスマス合金融液の純度管理方法および純度管理装置 |
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