KR102402423B1 - 원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치 - Google Patents

원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치 Download PDF

Info

Publication number
KR102402423B1
KR102402423B1 KR1020167034629A KR20167034629A KR102402423B1 KR 102402423 B1 KR102402423 B1 KR 102402423B1 KR 1020167034629 A KR1020167034629 A KR 1020167034629A KR 20167034629 A KR20167034629 A KR 20167034629A KR 102402423 B1 KR102402423 B1 KR 102402423B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
shielding gas
liquid metal
nuclear power
coolant
power plant
Prior art date
Application number
KR1020167034629A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20170020345A (ko
Inventor
표트르 니키포로비치 마티노프
라도미르 샤밀리에비치 아스카둘린
비탈리 알렉세예비치 굴레브스키
블라디미르 블라디미로비치 울야노프
유리 알렉산드로비치 테플야코프
아르템 세르게예비치 포민
Original Assignee
조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″
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 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ filed Critical 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″
Publication of KR20170020345A publication Critical patent/KR20170020345A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102402423B1 publication Critical patent/KR102402423B1/ko

Links

Images

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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B9/00—General processes of refining or remelting of metals; Apparatus for electroslag or arc remelting of metals
    • C22B9/05—Refining by treating with gases, e.g. gas flushing also refining by means of a material generating gas in situ
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
    • 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
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)

Abstract

본 발명은 원자력 발전 기술에 관한 것으로, 납 함유 액체 금속 냉각제 이용하는 발전소, 고속 중성자로에서 이용될 수 있다.
본 발명은 원자력 발전소의 안정성을 개선시키는 데에 도움을 준다. 이를 위해, 제안하는 원자력 발전소는,
중앙 및 주변 섹션들 갖는 원자로 용기;
용기의 중앙부에 위치한 코어를 갖는 원자로 캐비티;
액체 금속 냉각제;
용기의 주변 섹션에 위치하는, 액체 금속 냉각제를 순환시키기 위한 적어도 하나의 순환 펌프와 적어도 하나의 증기 발생기;
냉각제 위에 위치하는 차폐 가스를 갖는 캐비티;
순환 펌프의 흡입 영역에서 증기 발생기의 상부 컷(top cut) 위에서 주변 섹션에 위치하는 적어도 하나의 차폐 가스 장치
를 포함하며, 차폐 가스 장치는 흡입 및 작동 섹션을 포함하며, 흡입 섹션은 차폐 가스 캐비티 내에 위치하고 상부에 개구를 구비하며, 작동 섹션은 액체 금속 냉각제의 자유 수위(free level) 아래에 위치한다.

Description

원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치{NUCLEAR POWER PLANT AND DEVICE FOR FEEDING A COVER GAS INTO THE PLANT}
본 발명은 원자력 발전에 관한 것으로, 납 함유 액체 금속 냉각제를 이용하는 발전소, 특히 44.5%Pb-55.5%Bi의 공정 합금 및 납 등의 중금속 액체 냉각제를 제1 회로에서 이용하는 고속 중성자 원자로에서 이용될 수 있다.
납 냉각제 또는 납 냉각제 합금을 이용한 원자력 발전소는 일반적으로 냉각제 자유 수위(free coolant level) 아래에 위치한 코어, 증기 발생기, 냉각제 순환 설비 및 차폐 가스 시스템을 포함하며, 이 차폐 가스 시스템은 차폐 가스 장치, 가스 필터 및 가스 압축기를 포함한다(T.Kh. Morgulova Nuclear Power Plants. Moscow: Vysshaya Shkola, 1984, p.251 참조).
모든 액체 금속 냉각제는 원자력 발전소의 구조용 재료에 대해 고부식성이다.
따라서, 납 함유 액체 금속 냉각제의 사용 시에 발생하는 주요한 과제는 다음과 같다.
- 납 함유 액체 금속 냉각제와 접촉하는 제1 회로의 구조용 재료의 부식을 방지할 수 있는 조건을 생성;
- 제1 회로를 위한 필요한 표면 청결도를 보장(제1 회로의 열수력(thermal hydraulic) 특성 및 원자로 설비의 안전에 영향을 미칠 수 있는 순환 회로 장비의 구조용 재료 상의 모든 퇴적물의 제거);
- 제1 회로 가스 시스템의 요구되는 청결도(가스 시스템 내의 모든 퇴적물 제거) 및 차폐 가스의 청결도 보장.
냉각제 섹션과 차폐 가스 간의 계면은 납 함유 액체 금속 냉각제와 차폐 가스 내에서 발견되는 불순물(수소, 수증기, 산소 등) 간의 냉각제 물질 전달(mass transfer)을 특징으로 하며, 이는 냉각제 품질 변동과 차폐 가스의 불순물 조성의 변화 모두를 야기할 수 있다.
동시에, 냉각제 성분의 증발 프로세스, 에어로졸 입자의 형성 및 용융된 표면으로부터의 분산된 불순물의 기계적 혼입이 냉각제와 차폐 가스 간의 계면에서, 그리고 차폐 가스측에서의 그 계면에 근접하여 발생한다. 이러한 프로세스는 차폐 가스의 오염 및 제1 회로의 가스 시스템에서 퇴적물의 형성을 초래할 수 있다.
이 경우, 제1 회로의 차폐 가스 내의 주요 불순물의 함량은 다음을 초과하지 않을 것이다.
- 수분 함량: CH2O < 0.5 ㎎/ℓ (-26℃의 이슬점);
- 산소 함량: CO2 < 5·10-3 체적% ( -400 내지 -450 mV의 E 레벨에서의 산소 센서의 판독값);
- 질소 함량: CH2 < 5·10-3 체적%
제1 회로의 차폐 가스의 조성은 차폐 가스의 산소 및 수소 레벨 센서 및 주기적 가스 샘플링을 통한 크로마토그래피에 의해 모니터링된다.
제1 회로의 고온 작동 테스트 중에, 차폐 가스는 주로 최고 등급의 아르곤으로 이루어진다.
차폐 가스 장치는 냉각제와 이 냉각제 내에 주입된 가스로 이루어진 2상 가스-액체 혼합물을 가스 기포의 필요한 분산도를 갖게 하면서 생성하고, 이어서 그 혼합물을 냉각제의 순환 회로를 따라 수송하도록 구성된다. 그 장치는 원자력 발전소의 납-비스무트 냉각제 시스템에서 냉각제 수위 아래에 공급되는 가스 혼합물의 사용을 수반하는 다음의 프로세스 모드에 이용되고 있다.
- 냉각제와 제1 회로의 수소에 기초한 세척;
- 냉각제와 구조용 강 간의 반응에 의한 임의의 생성물을 제거하기 위한 제1 회로의 주기적 세척;
- 구조용 강제 요소의 산화물의 에어로졸 및 미세 입자를 제거하도록 차폐 가스 정화 및 가스 시스템 세척.
다양한 원자력 발전소에서, 다양한 차폐 가스 장치 구성이 이용되고 있다.
액체 금속 납 냉각제 또는 그 합금을 갖는 원자로, 냉각제 자유 수위 아래에 위치한 코어, 증기 발생기, 일정한 압력의 파이프를 갖는 메인 순환 펌프, 및 차폐 가스 시스템을 포함하는 원자력 발전소가 존재하며, 여기서 가스 혼합 장치는 냉각제 자유 수위 위의 가스 용적 내로 가스 차폐 가스의 주입을 보장한다(특허 PM RF120275 참조, 2012).
다른 원자력 발전소로는, 중금속 액체 금속 냉각제를 갖는 원자로, 냉각제 자유 수위 아래에 위치한 코어, 증기 발생기, 원자로 냉각제 펌프, 차폐 가스 시스템, 및 가스 혼합 장치를 포함하는 것이 존재하며, 그 가스 혼합 장치는 가스 압력 챔버의 로터리식 전기 또는 터빈 드라이브의 형태로 설계된다. 디스펜서(dispenser)의 압력 챔버는 액체 금속 냉각제 순환 루프에 장착되어, 가스 덕트에 의해 차폐 가스 시스템 및 순환하는 액체 금속 냉각제와 연결된다. 이들 가스 덕트는 메인 순환 펌프의 샤프트에서 안내된다(RF 특허 2339097 참조, 2007).
이 기법의 주요 단점은, 방사선 위험성이 있는 고온의 액체 금속 회로 내에 압력 챔버를 수용한 특별한 요소의 도입을 필요로 하며, 퇴적된 산화물계 불순물을 제거하기 위한 원자로 회로의 내면의 세척의 정도가 낮다는 점에 있다.
또 다른 원자력 발전소로는 액체 금속 납 냉각제 또는 그 합금을 갖는 원자로, 냉각제 자유 수위 아래에 위치한 원자로 코어, 증기 발생기, 순환 설비 및 가스 혼합 장치를 포함하는 것이 존재하며, 여기서 가스 혼합 장치는 노즐을 갖는 하나 이상의 파이프 형태로 설계된다(RF 특허 2192052, 2001).
이 기법의 단점은 노즐의 낮은 유량으로 인해 원자로 회로의 모든 표면에 가스 혼합물을 급송하기는 복잡하다는 점이다. 노즐 내의 구멍의 직경은 냉각제에 함유된 불순물에 의한 막힘의 가능성으로 인해 1.0 내지 3.0 mm보다 작도록 이루어지지 않을 수 있다. 따라서, 배출 유속은 0.5m/s를 초과하지 못할 것이며, 이는 특히 회로의 하류측 영역에서는 충분하지 못하여, 냉각제 내에 함유된 금속 산화물의 퇴적물을 제거하기 위한 정화의 효율을 떨어뜨릴 것이다.
이들 공지의 장치 모두의 구조는 복잡하며, 가스 라인의 길이가 길어진 구성임을 의미한다.
상기한 원자력 발전소 및 이들을 구성하는 차폐 가스 장치 모두의 공통된 단점은, 가스 기포의 원하는 분산도를 갖는 냉각제와 주입된 가스의 2상 가스-액체 혼합물을 형성하고 그 혼합물의 냉각 회로를 따른 후속한 수송을 보장하는 것이 불가능하다는 점이다.
본 발명의 목적은, 액체 금속 냉각제 순환의 정상화를 보장하면서, 미세 가스상의 체적을 증가시키고 차폐 가스 장치의 구조를 단순화시켜 슬래그를 제거하기 위한 처리의 효율과 부식을 제거하기 위한 금속 표면의 세척 효율을 증가시킴으로써 원자력 발전소의 작동의 안전성을 증가시키는 데에 있다.
본 발명의 기술적 성과는, 가스 기포의 원하는 분산도를 갖는 냉각제와 가스의 안정적인 2상 가스-액체 혼합물을 형성하고 그 혼합물의 냉각 회로를 따른 후속한 수송을 보장하기 위한 조건을 생성하는 데에 있다.
이러한 기술적 성과는 다음의 구성을 포함하는 원자력 발전소를 제공함으로써 달성되는데, 그 원자력 발전소는:
중앙 및 주변 섹션들 갖는 원자로 용기;
용기의 중앙부에 위치한 코어를 갖는 원자로 캐비티;
액체 금속 냉각제;
용기의 주변 섹션에 모두 위치하는, 액체 금속 냉각제를 순환시키기 위한 적어도 하나의 순환 펌프와 적어도 하나의 증기 발생기;
냉각제 위에 위치하는 차폐 가스를 갖는 캐비티;
순환 펌프의 흡입 영역에서 증기 발생기의 상부 컷(top cut) 위에서 주변 섹션에 위치하는 적어도 하나의 차폐 가스 장치를 포함하며, 이 차폐 가스 장치는 흡입 및 작동 섹션을 포함하며, 흡입 섹션은 차폐 가스 캐비티 내에 위치하며, 작동 섹션은 액체 금속 냉각제의 자유 수위 아래에 위치한다.
본 발명의 특정 실시예에서, 상기한 기술적 성과는, 차폐 가스 장치가 디스펜서이고 그 작동 섹션이 중공 샤프트에 고정된 하부 회전 디스크와 흡입 섹션에 위치한 상부 고정 디스크의 조합으로서 구성되는, 원자력 발전소를 제공함으로써 달성된다. 두 디스크들은 클리어런스를 갖고 설치되며, 회전 디스크는 중공형으로서, 디스크들 사이의 클리어런스와 하부 디스크 캐비티에 연결되는 축방향 구멍을 갖는다.
바람직하게는, 차폐 가스 장치는 원자력 발전소 하우징의 캐비티 외부에 장착된 모터에 자기 커플링을 이용하여 연결된다.
상기한 과제는 또한, 차폐 가스 장치가 디스펜서에 의해 마련되고, 그 작동 섹션이 중공 샤프트에 고정된 하부 회전 디스크와 흡입 섹션에 위치한 상부 고정 디스크의 조합으로서 구성되는, 원자력 발전소용 차폐 가스 장치를 제공함으로써 해결될 수 있다. 두 디스크들은 클리어런스를 갖고 설치되며, 회전 디스크는 중공형으로서, 디스크들 사이의 클리어런스와 하부 디스크 캐비티에 연결되는 축방향 구멍을 갖는다.
본 발명을 도 1, 도 2 및 도 3에 도시한다.
도 1은 원자력 발전소의 하나의 실시예의 길이 방향 축선을 따른 단면도이다.
도 2는 가스 디스펜서의 위치에서의 원자로 설비의 일부분의 평면도이다.
도 3은 차폐 가스 장치를 도시한다.
이하의 도면 부호들이 도면에 이용된다.
1: 코어;
2: 원자로 용기의 주변부;
3: 차폐 가스 디스펜서;
4: 액체 금속 냉각제;
5: 차폐 플러그;
6: 원자로 용기;
7: 증기 발생기;
8: 차폐 가스 캐비티;
9: 순환 펌프;
10: 원자로 캐비티;
11; 디스펜서 흡입 섹션;
12: 디스펜서 작동 섹션;
13: 하부 회전 디스크;
14: 상부 고정 디스크;
15: 중공 샤프트;
16; 디스펜서 흡입 섹션의 개구;
17: 디스펜서 장착 플랜지;
18: 피동측 자기 커플링 절반부;
19: 구동측 자기 커플링 절반부;
20: 밀봉된 모터;
21: 하부 회전 디스크의 축방향 개구;
22: 하부 회전 디스크의 캐비티;
23: 디스크들 사이의 클리어런스
원자력 발전소는 액체 금속 냉각제(4)를 갖는 원자로, 코어(1) 및 차폐 플러그(5)를 갖는 원자로 캐비티(10), 적어도 하나의 증기 발생기(7), 적어도 하나의 순환 펌프(9), 차폐 가스를 갖는 캐비티(8), 및 적어도 액체 금속 냉각제 루프(4)에 가스 혼합물을 주입하는 적어도 하나의 장치를 포함한다.
코어(1)를 갖는 원자로 캐비티(10)는 액체 금속 냉각제(4)의 자유 수위 아래에서 원자로 용기(6)의 중앙부에 위치한다.
증기 발생기(7) 및 순환 펌프(9)는 원자력 발전소의 원자로 용기(6)의 주변부(2)에 위치한다.
차폐 가스 캐비티(8)는 액체 금속 냉각제(4)의 수위 위에 위치한다.
액체 금속 냉각제 루프(4)에 가스 혼합물을 주입하는 장치는 순환 펌프(9)의 흡입 영역에서 증기 발생기(7)의 상부 컷 위에서 용기(6)의 주변 영역에 위치하는 가스 디스펜서(3)에 의해 마련된다.
디스펜서(3)는 개구(16)를 갖는 흡입 섹션(11)과 작동 섹션(12)을 구비하며, 그 작동 섹션(12)은 중공 샤프트(15)에 고정된 하부 회전 디스크(13)와, 흡입 섹션(11)에 고정 또는 그와 조합되는 상부 회전 디스크(14)를 구비한다.
가스 디스펜서(3)에 있어서의 개구(16)를 갖는 흡입 섹션(11)은 차폐 가스 캐비티(8) 내에 위치한다.
디스펜서(3)는 플랜지(17)를 이용하여 액체 금속 회로에 고정된다.
가스 디스펜서(3)의 상부는 원자로 용기의 캐비티(6)의 외부에 장착된 밀봉된 모터(20)에 자기 커플링을 이용하여 연결되며, 여기서 도면 부호 18은 구동측 자기 커플링 절반부이고 도면 부호 19는 피동측 자기 커플링 절반부이다.
하부 디스크(13)는 그 둘레를 따라 위치한 축방향 개구(21)들을 구비하며, 중공형이다(캐비티(22)).
디스크들은 클리어런스(23)를 갖고 설치된다.
회전 디스크(13) 및 고정 디스크(14)의 형태로 구성된 가스 디스펜서(3)의 작동 섹션(12)은 액체 금속 냉각제(4)의 자유 수위 아래에 위치한다. 이러한 구성은 차폐 가스의 분리를 방지하고 순환 펌프(9)의 흡입 영역으로 액체 금속 냉각제 흐름을 안내한다.
그 원자력 발전소는 다음과 같이 작동한다.
액체 냉각제 및 원자로 회로 표면으로부터 산화물을 제거하는 프로세스에서, 원자력 발전소는 등온 조건 하에서 증기 발생기(7)가 최소의 제어된 파워 레벨(~0.001%)로 드레인(drain)되게 작동한다. 액체 금속 냉각제(4)는 순환 펌프(9)에 의해 데워진다(액체 금속 냉각제(4)에 대한 펌프 블레이드의 마찰로 인해).
밀봉된 모터(13)가 작동될 때에, 디스펜서(3)의 작동 섹션(12)의 하부 디스크(12)는 미리 정해진 각속도(3000 rpm 이하의 n)로 회전한다. 하부 디스크(23)에 대한 액체 금속 냉각제(13)의 운동의 결과로, 저압 영역이 클리어런스 내에 형성되며, 이는 하부 디스크(13)의 캐비티(22)로부터 하부 디스크(13)의 상부의 개구(21)를 통해 클리어런스(23) 내로 가스의 주입을 유발한다.
액체 금속 냉각제의 속도 구배로 인해, 클리어런스 내의 기포가 분열되어, 미세하게 분산된 가스상이 냉각제와 함께 클리어런스(23)로부터 납-비스무트 냉각제(4)의 메인 흐름 내로 흐른다.
액체 금속 냉각제(4)의 흐름 내로 차폐 가스의 주입은 PbO계 슬래그의 파괴를 가져오며, 그 결과 액체 금속 냉각제(4)의 물리적 및 화학적 특성을 개선시킨다.
본 발명자들은 납-비스무트 냉각제를 이용하여 2개의 순환 펌프(9) 및 증기 발생기(7)를 갖는 원자력 발전소에 대해 수치계산 연구를 수행하였다.
순환 펌프(9)의 흡입 영역에서 액체 금속 냉각제(4)의 총 체적 유량은 0.64 ㎥/s에 이르며, 차폐 가스(H2-H2O-Ar의 혼합물)의 체적 유량은 0,00008 ㎥/s이며, 액체 금속 냉각제(4)의 온도는 400 내지 450℃이다.
액체 금속 냉각제 흐름(4)에 대한 차폐 가스 공급의 지속 시간은 168시간이다.
차폐 가스의 그러한 주입은 PbO계 슬래그까지 효율적으로 급송되게 하고 그 슬래그를 완전히(100%) 파괴하며, 그 결과 액체 금속 냉각제로부터 슬래그를 제거하고 그 순환을 정상화시키는 것으로 확인되었다.
이는, 액체 금속 냉각제 순환의 정상화, 그 냉각제로부터 슬래그의 보다 효율적인 제거, 및 금속 표면으로부터의 부식의 보다 양호한 제거를 보장함으로써 원자력 발전소의 안전성을 증가시킨다.

Claims (4)

  1. 납 함유 액체 금속 냉각제를 갖는 원자력 발전소로서:
    상기 원자력 발전소는 원자로 용기를 포함하고,
    상기 원자로 용기의 중앙부는 코어, 및 차폐 가스를 위한 캐비티를 포함하고,
    상기 원자로 용기의 주변부는 다음의 구성 요소들:
    상기 액체 금속 냉각제를 위에서 아래로, 그리고 원자로 코어로 바로 순환하게 하는 적어도 하나의 순환 펌프;
    적어도 하나의 증기 발생기로서, 상기 적어도 하나의 증기 발생기의 상부면이 상기 순환 펌프의 흡입 영역에서 상기 액체 금속 냉각제의 수위 아래에 위치되는 것인 적어도 하나의 증기 발생기; 및
    적어도 하나의 차폐 가스를 주입하기 위한 장치로서, 상기 적어도 하나의 차폐 가스를 주입하기 위한 장치는 상기 순환 펌프의 흡입 영역에서 상기 증기 발생기의 상부면 위에 위치되고, 흡입부 및 작동부를 포함하고, 상기 흡입부는 차폐 가스를 갖는 상기 캐비티에 위치되고 상기 흡입부에는 구멍이 설치되어 있고, 상기 작동부는 상기 액체 금속 냉각제의 수위 아래에 있는 것인 적어도 하나의 차폐 가스를 주입하기 위한 장치
    를 수용하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  2. 제1항에 있어서, 상기 차폐 가스를 주입하기 위한 장치는 디스펜서이고, 상기 디스펜서의 작동부는 중공 샤프트에 고정되는 하부 이동식 디스크 및 상기 흡입부에 위치되는 상부 고정 디스크로서 만들어지고, 상기 하부 이동식 디스크 및 상기 상부 고정식 디스크는 클리어런스를 가지고 설치되고, 상기 이동식 디스크는 중공형으로 만들어지고 상기 이동식 디스크에는 축방향 구멍이 설치되어 있고, 상기 축방향 구멍은 상기 디스크들 사이의 클리어런스 및 하부 디스크 캐비티와 연통하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  3. 제1항에 있어서, 상기 차폐 가스를 주입하기 위한 장치는 자기 커플링을 사용하여 상기 원자로 용기 캐비티를 한정하는 외부에 장착되는 모터에 연결되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소.
  4. 납 함유 액체 금속 냉각제를 갖는 원자력 발전소에 차폐 가스를 주입하기 위한 장치로서:
    상기 차폐 가스를 주입하기 위한 장치는 디스펜서를 나타내고, 상기 디스펜서의 작동부는 중공 샤프트에 고정되는 하부 이동식 디스크 및 흡입부에 위치되는 상부 고정 디스크로서 만들어지고, 상기 하부 이동식 디스크 및 상기 상부 고정식 디스크는 클리어런스를 갖고 설치되고, 상기 이동식 디스크는 중공형으로 만들어지고 상기 이동식 디스크에는 축방향 구멍들이 설치되고, 상기 축방향 구멍은 상기 디스크들 사이의 클리어런스 및 하부 디스크 캐비티와 연통하는 것을 특징으로 하는 차폐 가스를 주입하기 위한 장치.
KR1020167034629A 2014-06-11 2015-06-11 원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치 KR102402423B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014123854/07A RU2566661C1 (ru) 2014-06-11 2014-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку
RU2014123854 2014-06-11
PCT/RU2015/000365 WO2015190953A1 (ru) 2014-06-11 2015-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20170020345A KR20170020345A (ko) 2017-02-22
KR102402423B1 true KR102402423B1 (ko) 2022-05-25

Family

ID=54362362

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020167034629A KR102402423B1 (ko) 2014-06-11 2015-06-11 원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치

Country Status (13)

Country Link
US (1) US20170125130A1 (ko)
EP (1) EP3157015A4 (ko)
JP (1) JP6545721B2 (ko)
KR (1) KR102402423B1 (ko)
CN (1) CN106663483B (ko)
BR (1) BR112016028927B1 (ko)
CA (1) CA2957521A1 (ko)
EA (1) EA032886B1 (ko)
MY (1) MY184123A (ko)
RU (1) RU2566661C1 (ko)
UA (1) UA120183C2 (ko)
WO (1) WO2015190953A1 (ko)
ZA (1) ZA201608513B (ko)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2639721C1 (ru) * 2016-12-29 2017-12-22 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И.Лейпунского" Устройство ввода газа в тяжелый жидкий металл
CN107622803A (zh) * 2017-10-12 2018-01-23 中国科学技术大学 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3422766A (en) 1965-03-31 1969-01-21 English Electric Co Ltd Pump assemblies
US5397377A (en) 1994-01-03 1995-03-14 Eckert; C. Edward Molten metal fluxing system
RU2247435C1 (ru) * 2003-07-14 2005-02-27 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3984001A (en) * 1974-03-25 1976-10-05 Mitsui Mining & Smelting Co., Ltd. Bubble-dispersing apparatus
FR2291580A1 (fr) * 1974-11-14 1976-06-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur
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
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
RU2226010C1 (ru) * 2002-08-06 2004-03-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский государственный технический университет Ядерная энергетическая установка
RU2339097C1 (ru) * 2007-04-02 2008-11-20 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) Ядерная энергетическая установка
RU120275U1 (ru) * 2012-03-28 2012-09-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3422766A (en) 1965-03-31 1969-01-21 English Electric Co Ltd Pump assemblies
US5397377A (en) 1994-01-03 1995-03-14 Eckert; C. Edward Molten metal fluxing system
RU2247435C1 (ru) * 2003-07-14 2005-02-27 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
러시아 특허공보 제2226010호(2004.3.20.) 1부.*

Also Published As

Publication number Publication date
EA032886B1 (ru) 2019-07-31
UA120183C2 (uk) 2019-10-25
MY184123A (en) 2021-03-19
RU2566661C1 (ru) 2015-10-27
EP3157015A4 (en) 2018-01-17
CN106663483A (zh) 2017-05-10
US20170125130A1 (en) 2017-05-04
WO2015190953A1 (ru) 2015-12-17
CN106663483B (zh) 2019-02-22
JP2017521650A (ja) 2017-08-03
BR112016028927A2 (pt) 2017-08-22
JP6545721B2 (ja) 2019-07-17
CA2957521A1 (en) 2015-12-17
EP3157015A1 (en) 2017-04-19
KR20170020345A (ko) 2017-02-22
EA201650112A1 (ru) 2017-04-28
BR112016028927B1 (pt) 2022-11-01
ZA201608513B (en) 2020-12-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102402423B1 (ko) 원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치
US8308143B2 (en) Method for stirring a liquid and for injecting a gas into this liquid, suitable for shallow basins
US20090261147A1 (en) Dross Removal
CA2951635A1 (en) Method and device for control of oxygen concentration in the reactor plant and nuclear reactor plant
KR102180328B1 (ko) 냉각재로의 가스 주입 방법과 제어 시스템 및 원자력 발전소
US3887197A (en) Seal system
RU120275U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU2247435C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU2339097C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
JP4918881B2 (ja) 晶析装置
RU181304U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU105514U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU137152U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN104152683A (zh) 高温易氧化粉体的防氧化水冷装置和方法
RU2639721C1 (ru) Устройство ввода газа в тяжелый жидкий металл
CN110218879B (zh) 一种铝液精炼除气用转子机构
CN221536185U (zh) 气体反应容器及废气处理设备
RU2777381C1 (ru) Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с конфузором и перфорированным кронштейном на входе в главный циркуляционный насос
KR20130079250A (ko) 원자로 냉각재 펌프
CN215139733U (zh) 一种反应釜快速的冷却装置
RU2481140C1 (ru) Массообменный аппарат с непрерывной подачей газовой среды
RU2544693C1 (ru) Способ перемешивания химически агрессивных сред с абразивными частицами и устройство для его осуществления
EP3936211A1 (en) Reactor for treating sewage and waste material
RU2397793C1 (ru) Роторно-пульсационный экстрактор с направляющими лопастями
RU44414U1 (ru) Ядерная энергетическая установка

Legal Events

Date Code Title Description
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant