DE1279226B - Verfahren zur Unterdrueckung der radiolytischen Sauerstoffbildung im waessrigen Kuehlmittel eines Atomkernreaktors - Google Patents
Verfahren zur Unterdrueckung der radiolytischen Sauerstoffbildung im waessrigen Kuehlmittel eines AtomkernreaktorsInfo
- Publication number
- DE1279226B DE1279226B DEA49271A DEA0049271A DE1279226B DE 1279226 B DE1279226 B DE 1279226B DE A49271 A DEA49271 A DE A49271A DE A0049271 A DEA0049271 A DE A0049271A DE 1279226 B DE1279226 B DE 1279226B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- coolant
- ammonia
- oxygen
- reactor
- weight
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
Description
BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND DEUTSCHES mj9®& PATENTAMT
Int. CL:
G21c
AUSLEGESCHRIFT
Deutsche Kl.: 21g-21/2Ö
Nummer: 1279 226
Aktenzeichen: P 12 79 226.6-33 (A 49271)
Anmeldetag: 21. Mai 1965
Auslegetag: 3. Oktober 1968
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Unterdrückung der radiolytischen Sauerstoffbildung
im wäßrigen Kühlmittel eines Atomkernreaktors, das in Form von Siedewasser, als Gemischsystem von
Wasser und Dampf oder in Form überhitzten Wasserdampfes verwendet wird.
Beim Betrieb eines Kernreaktors dieser Art wird bekanntlich sehr viel Kühlmittel in Umlauf gebracht.
Dabei ist das zur Kühlung verwendete Wasser in den Leistungsreaktoren der Bestrahlung durch radioaktive
Stoffe ausgesetzt und infolgedessen die Gefahr einer Sauerstoffbildung gegeben. Der entwickelte Sauerstoff
reichert sich an, und zwar im Gegensatz zu anderen Kühlwassersystemen der Technik. Die Folge
ist eine Korrosionsgefahr an den Rohrwandungen.
Es ist deshalb üblich, zum Reaktorbau Rohrleitungen aus nichtrostendem Stahl einzusetzen, der
eine ausgezeichnete Korrosionsbeständigkeit hat und auch unter den erhöhten Druck- und Temperaturbedingungen
eines Siedewasserreaktors nicht ange- so griffen wird, jedoch außerordentlich teuer ist.
Um diesen Kostenanteil zu senken, der beim Reaktorbau wegen der erforderlichen Kühlmittelumläufe
erheblich ins Gewicht fällt, hat sich die Erfindung die Aufgabe gestellt, an Stelle des hochwertigen nicht- »5
rostenden Stahles niedrigerlegierte Stähle oder Kohlenstoffstähle einzusetzen und zu diesem Zweck die
Sauerstoffkonzentration bzw. -erzeugung im Kühlmittelumlauf so weit herabzusetzen, daß auch die genannten
handelsüblichen Vergütungsstähle eine ausreichend lange Lebensdauer erreichen und über Jahre
hinaus haltbar sind.
Es gibt bekanntlich verschiedene Arten von Siedewasser- oder auch sogenannten zweiphasigen Kühlmittelsystemen,
die mit einem Gemisch von Wasser und Dampf arbeiten. Bei einem bekannten Wasserumlauf
dieser Art hat das siedende Gemisch von H2O und D2O die Aufgabe, mit Hilfe des beim Sieden
erzeugten Wasserdampfes die Nutzleistung des Reaktors auf eine entsprechende Turbine zu übertragen
und in einem anderen Kreislauf den Zweck, den kondensierten Wasserdampf erneut zum Sieden zu bringen.
Dabei wird die Dispersion von Wassertröpfchen und Dampf als »Brüden« bezeichnet. Es gibt auch
Systeme mit einem Gesamtdurchlauf, bei dem das in Form flüssigen Wassers in den Reaktor eintretende
Kühlmittel in ein Gemisch von Wasser und Dampf umgewandelt wird, welches am Reaktor austritt, noch
etwa 5 Gewichtsprozent Wasser enthält und dessen Dampfanteil unmittelbar auf die Leistungsturbine
geleitet wird.
Bei Anlagen, deren Wassersystem unter Druck Verfahren zur Unterdrückung der radiolytischen
Sauerstoffbildung im wäßrigen Kühlmittel eines Atomkernreaktors
Anmelder:
Atomic Energy of Canada Limited,
Ottawa, Ontario (Kanada)
Vertreter:
Dr.-Ing. A. ν. Kreisler, Dr.-Ing. K. Schönwald,
Dr.-Ing. Th. Meyer
und Dr. rer. nat. J. F. Fues, Patentanwälte,
5000 Köln, Deichmannhaus
Als Erfinder benannt:
Howard Keith Rae,
George Mervin Allison,
Joseph Eric SeSurf,
Deep River, Ontario (Kanada)
Howard Keith Rae,
George Mervin Allison,
Joseph Eric SeSurf,
Deep River, Ontario (Kanada)
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 22. Mai 1964 (369398) --
steht, ist die Zersetzung des Wassers im Reaktorbereich infolge von Bestrahlung durch radioaktive
Stoffe bekanntlich nur dadurch zu unterdrücken, daß man verhältnismäßig große Mengen Wasserstoff in
Lösung bringt und die Wasserstoffkonzentration im umlaufenden Wasser aufrechterhält. Bei einem Siedewasserreaktor
mit einem durchgehenden Kreislauf wird jedoch der Wasserstoff zusammen mit dem erzeugten
Wasserdampf laufend in die Dampfphase gebracht, geht verloren und muß deshalb erneut
dem Flüssigkeitsumlauf zugesetzt werden. Auch in einem Siedewasserreaktor mit einem abgeschlossenen
und für sich getrennten Wasserkreislauf der eingangs genannten Art wird laufend Sauerstoff erzeugt unter
Einwirkung der Bestrahlung durch radioaktive Stoffe und bei gleichzeitiger Verarmung des Flüssigkeitsumlaufes
an frei gewordenem Wasserstoff, den man infolgedessen entsprechend erneuern muß, um die
Sauerstoffbildung zu reduzieren, wenn man statt rostfreier SpezialStähle die dem Erfindungsgegenstand zugrunde
liegende technische Aufgabe lösen und weniger hochwertige Stähle als Rohrmaterial verwenden
will.
Aus den genannten Gründen besteht also die erste Voraussetzung zur Lösung der gestellten Aufgabe
darm, die Sauerstoffbildung in statu nascendi, wo der
809 619/45+
3 4
Sauerstoff bekanntlich besonders aggressiv ist, nach sich entwickelnden Sauerstoff NO2 zu bilden. In die-Möglichkeit
zu reduzieren und trotz der laufend ein- sem Zeitraum entsteht kein meßbarer Anteil von O2
wirkenden Bestrahlung des Kühlmittels im Reaktor- im Kühlmittelkreislauf. Der Beginn des Sauerstoffkreislauf
der betreffenden Art durch radioaktive Stoffe anstieges fällt etwa auf die Zeit II45 Uhr und ist
einen Weg zu finden, wie man die Sauerstoffentwick- 5 durch den mit O bezeichneten Pfeil zur entsprechenlung
und damit eine Korrosion der Rohrwände wirk- den Linie markiert, jedoch der Sauerstoffanteil zusam
unterdrücken kann. Diese hat bekanntlich im nächst nur qualitativ feststellbar, aber nicht quanti-Gegensatz
zur Rostbildung über längere Zeiträume tativ meßbar. Gegen 12"° Uhr, wenn die Reaktordie
besonders unangenehme Form einer unregel- anlage angelaufen ist und Leistung zu erzeugen bemäßigen
Anfressung der betroffenen Oberflächen, io ginnt, setzt dann alsbald auch ein erheblicher Anstieg
weil die Reaktionswirkung offenbar tief in die inter- der O2-Kurve ein. Der noch im Kühlmittelumlauf
kristallinen Bereiche des betreffenden Metalls ein- vorhandene Ammoniak reicht nicht aus, den Sauergreifen
kann und infolgedessen nur außerordentlich stoff zu binden, und es entstehen auch nur beschränkte
hochwertige und feinkörnige Sonderstähle verwend- Mengen von NO2, während die Ammoniakanteile
bar sind. 15 praktisch nahe der 0-Linie bleiben, wie auch die in-
Die gestellte Aufgabe wird bei dem eingangs ge- folge der Meßungenauigkeit so geringer Anteile unnannten
Verfahren zur Unterdrückung der Sauerstoff- regelmäßige Punktfolge zum Ausdruck bringt. Um
bildung dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß dem 15"° Uhr ist praktisch kein Ammoniak vorhanden,
Kühlmittel während des Reaktorbetriebes laufend weit mehr als 1 Gewichtsteil O2 und noch immer die
Ammoniak in solchen Mengen zugesetzt wird, daß im 20 begrenzte Menge NO2.
Kühlmittel eine Konzentration von wenigstens 3 Ge- Um 1515 Uhr wurde der Kühlmittelanlauf durch
wichtsteilen Ammoniak je Million Gewichtsteile Kühl- Zugabe von 0,3 g Ammoniak je Hektoliter - angemittel
aufrechterhalten wird. · reichert, was 3 Gewichtsteilen je Million entsprechen
Zur Ausführung des Verfahrens gemäß der Erfin- würde.1 Am Ausgang des Reaktors korinte jedoch bis
dung braucht also lediglich in bekannter Weise die 25 gegen 18"" Uhr nur zwei Drittel des genannten Menerforderliche
Menge Ammoniak zugesetzt zu werden. . genwertes Ammoniak festgestellt werden. In der glei-Dadurch
ergab sich bei einem praktischen Ausfüh- chen Zeit stieg die Sauerstoffmenge noch etwas an,
rungsbeispiel eine außerordentlich wirksame Vermin- während nahezu gleichbleibende, aber doppelt so
derung der Sauerstoffbildung unter gleichbleibenden große Mengen NO2 feststellbar waren als um 15°" Uhr.
Betriebsverhältnissen des Reaktors und infolgedessen 30 Die eingangsseitig konstant gehaltenen Ammoniakdie
Möglichkeit, für die gleiche Anlage bzw. für mengen wurden dann in drei weiteren Stufen erhöht,
andere Reaktoren entsprechend weniger kostspielige die betreffenden Zeitpunkte sind durch gestrichelte
Stähle zum Leitungsbau einzusetzen. Linien aus F i g. 1 ersichtlich und die eingestellten
Die gefundenen Ergebnisse sind graphisch in der Mengen zu den entsprechenden Pfeilen mit 0,9 und
Zeichnung dargestellt. Es zeigt 35 1,8 bzw. 2,7 g/h angegeben. Wie man sieht, war die
Fig. 1 die Sauerstoffbildung in verschiedenen Zeit- Folge ein wirksamer Anstieg der Ammoniakkonzenräumen
und unter verschiedenen Ammoniakkonzen- tration am Ausgang des Reaktors unter gleichzeitiger
trationen beim Reaktorbetrieb mit Wasser als Kühl- Reduktion der O2-Menge und demgemäß auch mit
mittel und nachlassenden Mengen NO2. Man erkennt außerdem
Fig. 2 eine graphische Darstellung der Sauerstoff- 40 besonders deutlich an den Kurven für die betreff engehalte
in Abhängigkeit vom Ammoniakgehalt des . den O2-Gehalte deren asymptotischen Verlauf. Dabei
Kühlmittels, und zwar in den unter stationären Ver- ist zu erkennen, daß 1,8 g/h, was 18 Gewichtsteilen in
hältnissen sich einspielenden Verhältnissen. der üblichen Bezeichnung ppm entspricht, ausgangs-'
In Fig. 1 ist der praktische Reaktorbetrieb über seitig etwa zur halben Ammoniakkonzentration führt,
einen Zeitablauf von 24 Stunden mit der Zeitachse t 45 und auch nicht ausreicht zur völligen Unterdrückung
als Abszisse und den entsprechenden Stundenangaben des Sauerstoffgehaltes. Erst die letzte Betriebsstufe
als Zahlenwerte eingetragen. Hierzu sind drei Ordi- ergibt schließlich ein Verschwinden des Sauerstoffnaten
angegeben und drei entsprechende Scharen von anteiles und damit zwangläufig auch eine nur noch
Meßpunkten für die betreffenden Ordinatenwerte sehr geringe Entwicklung von NO2, während der be-NH3,
O2 und NO2 eingetragen. Es ergeben sich ent- 50 treffende Ammoniakanteil natürlich über den vorgesprechende
Kurven, und zwar in Abhängigkeit von gebenen Ordinatenbereich hinaus anstieg,
den willkürlich eingeregelten Betriebsdaten des Reak- Die zur chemischen Analyse übliche Mengenangabe
den willkürlich eingeregelten Betriebsdaten des Reak- Die zur chemischen Analyse übliche Mengenangabe
tors wie folgt: ppm wurde zur Ordinatenmarkierung verwendet,
Im Schnittpunkt der Koordinaten, also um 9°° Uhr während die für den Einfüllvorgang im praktischen
morgens, waren 4 Gewichtsanteile Ammoniak je Mil- 55 Betrieb besonders zweckmäßige Angabe in Gramm
lion Gewichtsanteile flüssiges Kühlmittel sowie kerne je Hektoliter in bekannter Weise am Eingang des
meßbaren Mengen von O2 und NO2 vorhanden. In Flüssigkeitsumlaufes in jeder Stufe konstant gehalten
der Folgezeit von reichlich einer Stunde ändert sich wurde. Der nach 24°° Uhr ausgeschaltete Reaktor
an diesem Ruhestand nur der Ammoniakanteil, der hatte zu diesem Zeitpunkt kaum noch meßbare
in geringen Mengen aus dem System entweicht. Kurze 60 Sauerstoffmengen im Kühlmittelumlauf. Die bei der
Zeit nach 10"° Uhr wurde der Reaktor eingeschaltet. Darstellung nach Fig. 1 im Maßstab geraffte Nacht-Dieser
Zeitpunkt ist durch die gestrichelte Linie B in zeit von I00 Uhr bis 830 Uhr führte zu dem Ergebnis,
Fig. 1 markiert. Der Anlauf des Reaktors und die daß O2 und NO2 nicht mehr meßbar und auch der
damit verbundene Aufheizung des Kühhnittehim- Ammoniakanteil über Nacht durch Verluste bis auf
laufes dauert einige Zeit, jedoch erkennt man schon 65 10 ppm oder 1 g/h abgesunken war.
kurz nach 11°° Uhr bereits «ine sehr geringe Menge F i g. 2 zeigt zum Unterschied gegenüber dem zeit-
kurz nach 11°° Uhr bereits «ine sehr geringe Menge F i g. 2 zeigt zum Unterschied gegenüber dem zeit-
von NO2 und damit die Wirkung des Verfahrens liehen Ablauf nach F i g. 1 die stationären Verhältgemäß
der Erfindung, aus dem Ammoniak und dem nisse, die sich unter gleichbleibenden Bedingungen
schließlich einstellen, wenn man über beliebig lange Zeit eine bestimmte Ammoniakkonzentration im
Kühlmittelkreislauf, und zwar am Eingang des Reaktors aufrechterhält. Beim untersuchten Beispiel war
der Druck des Kühlmittelraumes bei 70 atü und die Temperatur des überhitzten Wasserdampfes im Bereich
zwischen 300 und 400° C. Wie man sieht, sind schon bei Anwesenheit von 3 ppm Ammoniak nur
noch 0,1 ppm Teil Sauerstoff im Kühlmittel. Bei Anwesenheit von 20 ppm Ammoniak sind die Sauer-Stoff
anteile am Ausgang des Reaktors vernachlässigbar klein und, wie auch die in F i g. 2 in diesem Meßbereich
weit gestreuten Werte zeigen, nicht mehr eindeutig feststellbar. Damit ist die Sauerstoffkonzentration
im Kühlmittel auf Werte in der Größenordnung von 10~8 herabgedrückt. Infolgedessen kann
der gesamte Kühlmittelumlauf mit normalen Stahlrohren ausgerüstet werden, ausgenommen natürlich
der kleine Abschnitt unmittelbar im Bereich des Reaktors. In diesem Abschnitt lohnt sich selbstverständlieh
nach wie vor die Verwendung sehr korrosionsfester Stähle, deren Preis jedoch für die Gesamtanlage
kaum ins Gewicht fällt.
Wie die geschilderten Ergebnisse zeigen, ist es angesichts des unvermeidbaren kontinuierlichen Verlustes
von Ammoniak besonders zweckmäßig, wenn man die Ammoniakkonzentration praktisch im Bereich
zwischen 3 und 20 ppm des Kühlmittels wählt, wenn es sich um eine Reaktoranlage handelt, deren
wäßriges Kühlmittel in Form von Siedewasser, als Gemischsystem von Wasser und Dampf oder in Form
erhitzten Wasserdampfes zum Einsatz kommt. Die Verwendung noch höherer Ammoniakmengen ist aus
den genannten Verlustgründen unwirtschaftlich und auch unnötig. Verwendet man weniger als 3 ppm
NH3, dann tritt eine meßbare Sauerstoffmenge im Kühlmittelumlauf am Ausgang des Reaktors in Erscheinung.
Als Nebenerscheinung werden naturgemäß Nitrite und Nitrate gebildet, jedoch schaden solche
bekanntlich Stahlrohren nichts.
Die vorgeschlagene Verwendung von Ammoniak zur kontinuierlichen Verarmung des Sauerstoff anteiles
im Kühlmittelkreislauf eines Reaktors ist bei den angegebenen Konzentrationen natürlich viel wirtschaftlicher
als die bisher übliche Verwendung von Wasserstoff. Außerdem ist Ammoniak bei der vorgesehenen
Aufzehrung des Sauerstoffgehaltes an der Bindung des gleichzeitig entstehenden Wasserstoffes nicht beteiligt,
dieser jedoch bekanntlich leicht flüchtig und deshalb unter normalen Betriebsbedingungen bei Anwendung
des Verfahrens gemäß der Erfindung kaum größer als 5 μΜοΙ je Liter Kühlflüssigkeit und überdies
unschädlich. Wahrscheinlich bilden sich jedoch mit Ammoniak und gelöstem Wasserstoff reduzierend
wirkende Radikale, welche die so wirksame Unterdrückung freien Sauerstoffes im Strahlungsbereich des
Reaktors begünstigen.
Die folgenden Beispiele veranschaulichen die Verwendung von Ammoniak in Reaktorsystemen mit
wäßrigem Kühlmittelumlauf verschiedener Art bei Anwendung des Verfahrens gemäß der Erfindung:
26 °/o Dampf und 74 °/o Wasser. Dabei wurden folgende
Mengenanteile gemessen, und zwar der Wasserstoff als Volumenbeträge, bezogen auf die Wassermenge
des Kühlmittels.
Naßdampf oder Brüden mit 20 % Dampf
und 80 «/0 Wasser
und 80 «/0 Wasser
Das Kühlmittel bestand am Eingang zum Reaktor aus 20 % Dampf und 80 % Wasser, am Ausgang aus
Ammoniak in den Brüden |
Wasserstoff am Eintritt |
Sauerstoff im Wasserdampf (Austritt—Eintritt) |
ppm NH3 | cm3 H2/kg H2O | ppm O2 |
0,1 | 0,52 | 0,5 |
0,8 | 0,99 | 0,13 |
0,9 | 0,93 | 0,081 |
1,2 | 1,07 | 0,066 |
2,1 | 1,38 | 0,027 |
2,2 | 1,65 | 0,023 |
3,0 | 1,16 | 0,003 |
4,4 | 1,54. | 0,006 |
5,4 | 1,49 | 0,002 |
5,9 | 1,46 | 0,000 |
• 6,0 ·■-■ | 2,0 | 0,000 |
6,8 | 1,36 | 0,000 |
8,0 | 1,33 | 0,000 |
8,4 | 1,14 | 0,000 |
65 Der Wasserstoff gehalt war mit weniger als 2 cm3/kg
verhältnismäßig gering im Vergleich zu der Konzentration, die normalerweise für den unter Druck stehenden
Flüssigkeitsumlauf mit 10 cm3/kg vorgeschrieben wird. Die Abbaugeschwindigkeit des Ammoniakanteiles
ändert sich mit der Konzentration, aber bei der beobachteten maximalen Geschwindigkeit von
450 mg/Std. könnte dies nur zu einer Konzentration von 1,3 cms/kg im Kühlmittelumlauf führen, wenn
der Abbau nur ein einfacher Wasserstoffbildungsprozeß wäre. Mit wenig mehr als 3 Gewichtsteilen
Ammoniak je Million Gewichtsteile des Kühlmittels erreicht man vernachlässigbar kleine O2-Anteile.
Die genannten Gaskonzentrationen wurden an den betreffenden Gewichtsmengen des Kühlmittels festgestellt,
jedoch befindet sich in Wirklichkeit der meiste Wasserstoff in der Dampfphase des Kühlmittels,
während sich die Radiolyse des Wassers hauptsächlich auf die flüssige Phase des Kühlmittels
auswirkt. Der Wasserstoffgehalt der flüssigen Phase allein war geringer als 0,2 cm3/kg.
Beispiel 2
Siedewasser der schon zu Fig. 1 untersuchten Anlage
Siedewasser der schon zu Fig. 1 untersuchten Anlage
Die Ergebnisse sind bereits besprochen worden und zeigen besonders anschaulich die Abnahme der Sauerstoffkonzentration,
die am austretenden Dampf gemessen wurde, in Abhängigkeit von der Ammoniakkonzentration,
die dem flüssigen Wasser in der Prüfungszone entnommen wurde. Im Endzustand gegen
2400 uhr lag der gesamte Gasgehalt der geprüften
Flüssigkeit unter 0,1 ppm. In diesem Falle reichen 20 Gewichtsteile Ammoniak je Million Gewichtsteile des Kühlmittels zur vollständigen O2-Unterdrückung.
Überhitzter Dampf des bereits zu F i g. 2
genannten Systems
genannten Systems
Diese sich über längere Betriebszeiten einspielenden Ergebnisse wurden an Versuchsreihen bei verhältnismäßig
geringen Sauerstoffkonzentrationen ermittelt
und zeigen die praktisch nicht notwendige, jedoch theoretisch erreichbare Wirkung verhältnismäßig
großer Ammoniakkonzentrationen bis in den Bereich von 50 ppm. Wie man sieht, nimmt die Sauerstoffkonzentration
unterhalb von 0,1 ppm praktisch bis in ein Gebiet linear ab, in dem sich keine quantitativen
Konzentrationsmessungen mehr mit ausreichender Genauigkeit durchführen lassen. Die Abhängigkeit
kann in guter Näherung als linear angesehen werden, und die Wasserstoffkonzentration lag in diesem Falle
allgemein unter 10 cms/kg, während zur (^-Unterdrückung
bereits 8 Gewichtsteile Ammoniak je Million Gewichtsteile des Kühhnittels völlig ausreichend
sind.
Claims (3)
1. Verfahren zur Unterdrückung der radiolytischen
Sauerstoffbildung im wäßrigen Kühlmittel
IO
eines Atomkernreaktors, das in Form von Siedewasser, als Gemischsystem von Wasser und
Dampf oder in Form überhitzten Wasserdampfes verwendet wird, dadurch gekennzeichnet,
daß dem Kühlmittel während des Reaktorbetriebes laufend Ammoniak in solchen Mengen
zugesetzt wird, daß im Kühlmittel eine Konzentration von wenigstens 3 Gewichtsteilen Ammoniak
je Million Gewichtsteile Kühlmittel aufrechterhalten wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß die Ammoniakkonzentration 3 bis 20 Gewichtsteile je Million Gewichtsteile
des Kühhnittels beträgt.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Ammoniakkonzentration
3 bis 8 Gewichtsteile Ammoniak je Million Gewichtsteile des Kühhnittels beträgt.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
809 619/454 9.63 © Bundesdruckerei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US36939864A | 1964-05-22 | 1964-05-22 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1279226B true DE1279226B (de) | 1968-10-03 |
Family
ID=23455321
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEA49271A Withdrawn DE1279226B (de) | 1964-05-22 | 1965-05-21 | Verfahren zur Unterdrueckung der radiolytischen Sauerstoffbildung im waessrigen Kuehlmittel eines Atomkernreaktors |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1279226B (de) |
GB (1) | GB1029648A (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2748159A1 (de) * | 1977-10-27 | 1979-05-03 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Verfahren und einrichtung zur begasung von fluessigkeiten |
DE2748160A1 (de) * | 1977-10-27 | 1979-05-03 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Verfahren und einrichtung zur begasung von fluessigkeiten |
-
1965
- 1965-04-06 GB GB14645/65A patent/GB1029648A/en not_active Expired
- 1965-05-21 DE DEA49271A patent/DE1279226B/de not_active Withdrawn
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2748159A1 (de) * | 1977-10-27 | 1979-05-03 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Verfahren und einrichtung zur begasung von fluessigkeiten |
DE2748160A1 (de) * | 1977-10-27 | 1979-05-03 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Verfahren und einrichtung zur begasung von fluessigkeiten |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB1029648A (en) | 1966-05-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3586295T2 (de) | Verfahren zum verhindern der deponierung von radioaktiven stoffen auf die bestandteile einer kernkraftanlage. | |
DE1937617C3 (de) | Korrosionshemmendes Mittel | |
EP2564394B1 (de) | Verfahren zur oberflächen-dekontamination | |
DE102017115122A1 (de) | Verfahren zum Dekontaminieren einer Metalloberfläche in einem Kernkraftwerk | |
EP0972854B1 (de) | Verfahren zum Beizen von Edelstahl | |
EP3384500B1 (de) | Kernkraftwerk und verfahren zum betreiben eines kernkraftwerks | |
DE4237431C2 (de) | Verfahren zur Abtrennung radioaktiver Jodverbindungen aus einem in nuklearen Anlagen anfallenden flüssigen Abfall | |
DE1546052A1 (de) | Verfahren und Einrichtung zur Verhuetung von Korrosion,insbesondere fuer wassergekuehlte Kernreaktoren | |
DE1243214B (de) | Korrosionsschutz fuer mit Salzloesungen arbeitende Absorptionskaeltemaschinen | |
EP1532638B1 (de) | Verfahren zur reinigung des dampferzeugers eines druckwasserreaktors | |
DE102004064075B4 (de) | Verfahren zur Verminderung der Korrosion eines Kernreaktorstrukturmaterials | |
DE1279226B (de) | Verfahren zur Unterdrueckung der radiolytischen Sauerstoffbildung im waessrigen Kuehlmittel eines Atomkernreaktors | |
DE2016686A1 (de) | Korrosionsschutzmittel | |
DE3888945T2 (de) | Kontaminierungshemmung des Kühlkreises eines Kernreaktors. | |
DE2554026C2 (de) | Verfahren zur Hemmung der Korrosion von Eisen- und Stahloberflächen in einem Kesselwassersystem | |
WO2012031913A1 (de) | Fluid-kreislauf für eine kraftwerksanlage und verfahren zum chemischen reinigen eines fluid-kreislaufs | |
DE3119444A1 (de) | Verfahren zur stabilisierung des betriebes eines aus tantal oder einer legierung auf tantalbasis bestehenden saeuredigerierkessels | |
DE102016104846B3 (de) | Verfahren zur Behandlung von Abwasser aus der Dekontamination einer Metalloberfläche, Abwasserbehandlungsvorrichtung und Verwendung der Abwasserbehandlungsvorrichtung | |
DE3412329C2 (de) | ||
DE9002872U1 (de) | Katalysator zum Binden von in Wasser oder wässerigen Lösungen gelöstem Sauerstoff | |
CH677786A5 (de) | ||
DE69023359T2 (de) | Reinigungsverfahren für die Innenflächen von industriellen Apparaten aus Metall, z.B. aus Eisen oder Stahl. | |
DE2164259B2 (de) | ||
DE2050152C3 (de) | Verfahren zur Verminderung der Ablagerungsrate von radioaktiven Stoffen | |
DE725322C (de) | Verfahren zur Verhinderung der Korrosion und der Bildung von Abscheidungen in wasserfuehrenden Kuehl- bzw. Heizanlagen mit unwesentlicher Verdampfung |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
EHJ | Ceased/non-payment of the annual fee |