CS216465B1 - Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny - Google Patents

Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny Download PDF

Info

Publication number
CS216465B1
CS216465B1 CS806775A CS677580A CS216465B1 CS 216465 B1 CS216465 B1 CS 216465B1 CS 806775 A CS806775 A CS 806775A CS 677580 A CS677580 A CS 677580A CS 216465 B1 CS216465 B1 CS 216465B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
metal alloy
sodium
weight
water
nuclear power
Prior art date
Application number
CS806775A
Other languages
English (en)
Inventor
Libor Urbancik
Miroslav Kostal
Jaromir Bar
Original Assignee
Libor Urbancik
Miroslav Kostal
Jaromir Bar
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Libor Urbancik, Miroslav Kostal, Jaromir Bar filed Critical Libor Urbancik
Priority to CS806775A priority Critical patent/CS216465B1/cs
Publication of CS216465B1 publication Critical patent/CS216465B1/cs

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Description

Vynález se týká kovové slitiny jako nosiče tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny.
V parních generátorech jaderných elektráren se' sodíkovým množinovým reaktorem je obvykle mezi sodíkovým prostorem parního generátoru a parovodním prostorem parního generátoru sténá trubky pro přestup tepla, což je vrstva o tloušlce 2 až 5 mm oceli nebo jiného materiálu konstrukce parního generátoru. Při porušeni této tenké vrstvy může dojít k nebezpečné havárii, ohrožující zdraví a životy personálu i obyvatelstva v jejím okolí, jakož i cenné zařízení jaderné elektrárny. Aby se riziko těchto havárií zmenšilo, bylo navrženo použít kovovou slitinu jako nosiče tepla mezi sodíkem a vodou parního generátoru tak, že parní generátor obsahuje mezi sodíkovým a parovodním prostorem soustavu těchto tří vrstev: vrstvu kovu konstrukce parního generátoru, tj. obvykle jednu stěnu trubky pro přestup tepla; déle vrstvu kovové slitiny; a druhou vrstvu tuhého materiálu konstrukce parního generátoru, t j. obvykle opět etěnu jiné trubky pro přestup tepla. Tyto trubky pro přestup tepla mohou být v parním generátoru uspořádány např. tak, že procházejí vedle sebe nádobou vyplněnou třetím médiem. Nebo může být jedna, užší trubka souose zasunuta do širší trubky tak, že mezi trubkami vznikne meziprostor, který je vyplněn kovovou slitinou. Meziprostorem
216 465
216 465 ee zde nazývá každý prostor vyplněný kovovou slitinou parního generátoru. Jako kovová slitina byly navrženy kapalné kovy nebo jejich eměsl, např. sodík, rtul nebo eutektická směs biemutu a olova, nebo táž plynná hélium. Nevýhodou použití kapalného sodíku je skutečnost, že při proniknutí vody do meziprostorů nastane, i když v omezené míře, obávaná reakce sodíku a vodou, k vůli níž jsou třetí média zaváděna. Parní generátor mueí být v tom případě opatřen spolehlivým a rychlým ««řízením pro signalizaci havárie, což je zatím velkým a dosud ne zcela vyřeěeným problémem. Při porušení těsnosti meziprostorů ze strany sodíkového prostoru je signalizace problematická, nebol média jsou v obou prostorech stejná. Rtufc jako kovová slitina byla použita v prvních fázích vývoje parního generátoru ee sodíkovým nosičem tepla, avěak neosvědčila se, vzhledem ke značná korozi konstrukčních materiálů parních generátorů a též pro vysokou měrnou hmotnost. Eutektiďká směs biemutu a olova je třetí možnou kovovou slitinou, má věak rovněž značně vysokou měrnou hmotnost, eož značně zvyěuje hmotnost celého parního generátoru a nároky na nosné konstrukce i na konstrukci eamého parního generátoru.
Je rovněž možno použít hélium, avšak vzhledem ke své značné schopnosti difúze klade mimořádně velké a neobvyklé nároky na utěsnění meziprostorů i přilehlých čerpacích a indikačních okruhů. S tím eouvixí nutnost použití značně náročných technologii svařování, použití speciálních nákladných ventilů a mimořádně náročných způsobů kontroly utěsnění meziprostorů.
Uvedené nevýhody zmenšuje kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parních generátorech podle vynálezu. Podstata vynálezu spočívá v tom, že slitina obsahuje jako základní kov cín v hmotnostní koncentraci v mezích od 0,40 do 0,95 % a kromě toho ještě druhý kov, jímž je buá zinek, nebo olovo, nebo kadmium, nebo bismut, přičemž hmotnostní koncentrace tohoto druhého kovu je v mezích ód 0,05 do 0,60 %.
Použití kovové slitiny podle vynálezu má následující výhody. Nevyžaduje speciálních technologií pro utěsnění a kontrolu těsnosti meziprostorů, v němž je tato slitina uložena. Použití této kovové slitiny nevykazuje déle vysokou korozi konstrukčních materiálů parních generátorů, při jejím použití je mnohem snadnější Indikace netěsnosti meziprostorů, a tedy též počátku havarijního stavu nežli při použití sodíku. Chemická reakce zmíněné slitiny s vodou za provozních teplot je nesrovnatelně mírnější nežli reakce sodíku s vodou a nezvyšuje podstatně další korozi stěn meziprostoru, jako je tomu v případě použití sodíku v meziprostorů. Oproti použití eutektické směsi bismutu s olovem vykazuje kovová slitina podle vynélezu podstatně nižší měrnou hustotu, což umožňuje snížit hmotnost celého parního generátoru a jeho nosných konstrukcí.
Příklady slitin podle vynálezu a jejich vlastností jeou uvedeny v následující tabulce ad 1 až 7. Pro srovnání jeou uvedeny ad 8 a 9 táž obdobné vlastnosti eutektické slitiny Bi a PB, jakož i sodíku.
216 465
Příklad slitiny 8. Složky slitiny hmotnostní koncentrace složky ve slitině v % teplota tání slitiny °C přibližná měrná hmotnost slitiny Mg/M3
1 Sn 0,917 197 7,2
Zn 0,077
1 Al 0,006
2 Sn 0,920 198 7,2
Zn 0,080
3 Sn 0,617 183 8,8
Pb 0,381
Al
4 Sn 0,620 183 8,8
0,380
5 Bi 0,568 139 θ,3
Sn 0,427
Al
6 Bi 0,570 139 8,3
Sn 0,430
7 Sn 0,670 177 7,7
Cd 0,330
8 Bi 0,565 120 10,5
Pb 0,435
9 Na 1,000 98s 1,0
Pozn.J Mg = megagram - 1000 kg.
Vynález může být použit při projektování a realizaci parních generátorů jaderných elektráren a vůbec jakýchkoliv výměníků tepla pracujících se eodíkem a vodou jako základními médii a též při realizaci zkušebních sodíkových smyček a stendů.

Claims (5)

1. Kovová slitině jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderná elektrárny, vyznačená tím, že obsahuje jako základní kov oín v hmotnostní koncentraci v mezích od 0,40 do 0,95 % a kromě toho jeětě druhý kov, jímž je bu3 zinek, nebo olovo, naho řadmium, nebo blamut, přičemž hmotnostní koncentrace tohoto druhého kovu je v mezích od 0,05 do 0,60 %.
2. Kovová slitina podle bodu 1, vyznačená tím, že obsahuje cín v hmotnostní koncentraci 0,92 % a zinek v hmotnostní koncentraci 0,08 %.
3. Kovová slitina podle bodu 1, vyznačená tím, že obsahuje 61 až 63 % hmotnosti cínu, 37 sá 39 % hmotnosti olova a stopy až 1 % hmotnosti hliníku.
4. Kovová slitina podle bodu 1, vyznačená tím, že obsahuje 56 až 58 % hmotnosti blemutu, 42 až 44 % hmotnosti cínu a stopy až 1 % hmotnosti hliníku.
5· Kovová Slitlua podle bodu 1, vyznačená tlm, že obsahuje 66 až 68 % hmotnosti cínu, 32 až 34 % hmotnosti kadmia a stopy až 1 % hliníku.
CS806775A 1980-10-08 1980-10-08 Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny CS216465B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS806775A CS216465B1 (cs) 1980-10-08 1980-10-08 Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS806775A CS216465B1 (cs) 1980-10-08 1980-10-08 Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS216465B1 true CS216465B1 (cs) 1982-10-29

Family

ID=5415532

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS806775A CS216465B1 (cs) 1980-10-08 1980-10-08 Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS216465B1 (cs)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3984282A (en) Passive containment system for a nuclear reactor
Pacio et al. Assessment of liquid metal technology status and research paths for their use as efficient heat transfer fluids in solar central receiver systems
US4050983A (en) Passive containment system
US5080857A (en) Passive lower drywell flooder
US4210614A (en) Passive containment system
JPH05196778A (ja) 液体金属冷却原子炉プラント
Vijayan et al. Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain
JPS606893A (ja) 核燃料要素用被覆容器の微小割れを防止する方法および被覆容器
CS216465B1 (cs) Kovová slitina jako nosič tepla mezi sodíkem a vodou v parním generátoru jaderné elektrárny
KR910003286B1 (ko) 원자로용 복합 크래딩 콘테이너
US3725198A (en) Nuclear containment system
Carbajo Severe accident source term characteristics for selected Peach Bottom sequences predicted by the MELCOR Code
JP2012083131A (ja) 液体金属冷却原子炉
RU100326U1 (ru) Устройство стенки корпуса теплообменника
CN116982120B (zh) 具有重液态金属冷却剂的核反应堆
Russell et al. Containment barrier metals for high-level waste packages in a tuff repository
Kolev External Cooling: The SWR 1000 Severe Accident Management Strategy
JPS59131801A (ja) 液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路
Robinson et al. BRAYTON-CYCLE RADIOISOTOPE HEAT SOURCE DESIGN STUDY, PHASE I (CONCEPTUAL DESIGN) REPORT.
Zrodnikov et al. Multipurposed small fast reactor SVBR-75/100 cooled by plumbum-bismuth
Zrodnikov et al. Multipurposed small fast reactor SVBR-75/100
Zinn DESIGN OF FAST NEUTRON BREEDER TEST PILE
Bischel Status of Liquid-metal-heated Steam Generator Technology
Hayward Sodium Graphite Reactor Materials Survey
JPH0498200A (ja) 液体金属貯蔵用タンク