NO115383B - - Google Patents

Download PDF

Info

Publication number
NO115383B
NO115383B NO15904265A NO15904265A NO115383B NO 115383 B NO115383 B NO 115383B NO 15904265 A NO15904265 A NO 15904265A NO 15904265 A NO15904265 A NO 15904265A NO 115383 B NO115383 B NO 115383B
Authority
NO
Norway
Prior art keywords
gas
water
reactor
suspension
solution
Prior art date
Application number
NO15904265A
Other languages
Norwegian (no)
Inventor
J Austin
J Ellis
Original Assignee
Occidental Res & Eng
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
Priority claimed from GB2952064A external-priority patent/GB1081891A/en
Application filed by Occidental Res & Eng filed Critical Occidental Res & Eng
Publication of NO115383B publication Critical patent/NO115383B/no

Links

Classifications

    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D53/00Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols
    • B01D53/34Chemical or biological purification of waste gases
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01BNON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
    • C01B25/00Phosphorus; Compounds thereof
    • C01B25/16Oxyacids of phosphorus; Salts thereof
    • C01B25/24Condensed phosphoric acids

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Oil, Petroleum & Natural Gas (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Treating Waste Gases (AREA)

Description

Fremgangsmåte for å utføre kjernereaksjoner. Procedure for carrying out nuclear reactions.

Denne oppfinnelse vedrører en fremgangsmåte for å utføre kjernereaksjoner i en kjernereaktor, i hvilken prosess kjerne-brenslet sirkuleres gjennom reaktoren og gjennom en varmeutveksler i væsketil-stand. Det spaltbare materiale kan være oppløst f. eks. i tungt- eller alminnelig vann eller være suspendert i en væske, som f. eks. vann eller smeltet metall. This invention relates to a method for carrying out nuclear reactions in a nuclear reactor, in which process the nuclear fuel is circulated through the reactor and through a heat exchanger in liquid state. The fissile material can be dissolved, e.g. in heavy or normal water or be suspended in a liquid, such as e.g. water or molten metal.

Særlig egnet er suspensjoner av uranoksyd i tungtvann. Suspensions of uranium oxide in heavy water are particularly suitable.

Et av de vanskeligste problemer ved One of the most difficult problems at

anvendelse av disse væskeformede brensler frembys av pumpingen av disse væsker. De pumpekretser som anvendes må til-fresstille meget strenge forlangender da de væsker som pumpes er meget radioaktive slik at vanlig vedlikehold og spesielt re-parasjonsarbeide i høy grad vil bli hindret av store praktiske vanskeligheter. Videre kommer det krav til at pumpekretsen må være lekksikker, slik at lekkasje av farlige radioaktive stoffer, og i tilfelle der anvendes tungtvann, lekkasje av dette kostbare tungtvann, unngåes. Videre må det påsees at væsken som skal pumpes ikke kan bli forurenset, f. eks. med smøremidler. application of these liquid fuels is provided by the pumping of these liquids. The pump circuits that are used must meet very strict requirements as the liquids that are pumped are highly radioactive so that normal maintenance and especially repair work will be hindered to a great extent by great practical difficulties. Furthermore, there is a requirement that the pump circuit must be leak-proof, so that leakage of dangerous radioactive substances, and in case heavy water is used, leakage of this expensive heavy water, is avoided. Furthermore, it must be ensured that the liquid to be pumped cannot be contaminated, e.g. with lubricants.

For å holde varmeytelsen høy vil det To keep the heat output high, it will

videre være å foretrekke å arbeide ved en høy temperatur, hvilket spesielt når der anvendes tungtvann eller vanlig vann i oppløsning eller suspensjon og/eller som dempningsmiddel, medfører nødvendighe-ten av å holde et høyt trykk i hele anleg-get. moreover, it is preferable to work at a high temperature, which, especially when heavy water or ordinary water is used in solution or suspension and/or as a damping agent, entails the necessity of maintaining a high pressure throughout the plant.

Det har vist seg at disse og andre vanskeligheter kan overvinnes i sin helhet ved å la brenseloppløsningen eller suspensjonen under innflytelse av tyngdekraften strøm-me gjennom kjernereaktoren og eventuelt gjennom varmeutveksleren og derpå å føre denne væske oppad til et nivå over reaktoren ved hjelp av et stort sett vertikalt anbrakt stigerør, inn i hvilket en gass innblåses ved den nedre ende. Ved det høye-ste punkt av kretsen blir den innblåste gass separert av fra væsken, hvorpå denne tillates å strømme tilbake til reaktoren. It has been shown that these and other difficulties can be overcome in their entirety by allowing the fuel solution or suspension under the influence of gravity to flow through the nuclear reactor and possibly through the heat exchanger and then conveying this liquid upwards to a level above the reactor by means of a large insert a vertically placed riser into which a gas is blown at the lower end. At the highest point of the circuit, the blown-in gas is separated from the liquid, whereupon this is allowed to flow back to the reactor.

En viktig ytterligere fordel som fåes med denne fremgangsmåte for sirkulasjon av det væskeformede kjernebrensel er at under hver syklus blir væsken vasket med gass slik at fisjon og spaltingsprodukter som er dannet i reaktoren og som under de herskende temperatur- og trykkforhold, f. eks. er flyktige, i det minste delvis, blir kontinuerlig fjernet fra den sirkulerende væske. På denne måte kan konsentrasjon av nevnte produkter holdes under en gitt maksimumsverdi. Noen av disse fisjonsprodukter eller produkter som dannes av disse, f. eks. Xe'<»>", har stort nøytronab-sorpsjonstverrsnitt som har en meget sterk motvirkning på kjedereaksjonen. An important further advantage obtained with this method for circulating the liquid nuclear fuel is that during each cycle the liquid is washed with gas so that fission and fission products which are formed in the reactor and which under the prevailing temperature and pressure conditions, e.g. are volatile, at least in part, are continuously removed from the circulating fluid. In this way, the concentration of said products can be kept below a given maximum value. Some of these fission products or products formed from these, e.g. Xe'<»>", has a large neutron absorption cross-section which has a very strong counter-effect on the chain reaction.

Hvis tungtvann eller vanlig vann anvendes som bærervæske i en suspensjon, av fisibelt materiale eller som oppløsnings-middel i en oppløning av fisibelt materiale, kan graden av spalting av vannet bli gan-ske betydelig, spesielt når der arbeides med en høy nøytronfluss. De gasser som dannes under denne spalting, H„, D2 og 02, blir likeledes fjernet ved den innblåste gass. Dannelsen av eksplosiv blanding blir derved hindret. If heavy water or ordinary water is used as a carrier liquid in a suspension of fissile material or as a solvent in a mixture of fissile material, the degree of splitting of the water can be quite significant, especially when working with a high neutron flux. The gases which are formed during this splitting, H„, D2 and 02, are likewise removed by the blown-in gas. The formation of an explosive mixture is thereby prevented.

Enhver gass som under de gitte for-hold er inert, kan komme til anvendelse som innblåsingsgass. Fortrinsvis velges en gass som under innflytelse av den sterke stråling for den sirkulerende væske og under innflytelsen, av de forsinkede nøytro-ner som fremdeles frigjøres i nevnte væske, gir minst mulig radioaktive produkter. Dette er grunnen til at f. eks. 02, He, CO, COa og til en viss grad også N2, er egnet for dette øyemed. Selv om det argon som er tilstede i luften gir produkter med meget høy radioaktivitet, kan også luft anvendes i spesielle tilfelle. Any gas which is inert under the given conditions can be used as blow-in gas. Preferably, a gas is chosen which, under the influence of the strong radiation for the circulating liquid and under the influence of the delayed neutrons which are still released in said liquid, produces the least possible radioactive products. This is the reason why, e.g. 02, He, CO, COa and to some extent also N2, are suitable for this purpose. Although the argon present in the air gives products with very high radioactivity, air can also be used in special cases.

Når tungtvann er tilstede i den sirkulerende væske må det tunge vannstoff og tungtvannet alltid gjenvinnes fra den innblåste gass. Den enkleste måte for fjernelse av det dannede D2 er ved igjen å kom-binere det med 02, f. eks. ved katalyttisk reaksjon ved overskudd av surstoff. When heavy water is present in the circulating liquid, the heavy water substance and the heavy water must always be recovered from the blown-in gas. The simplest way of removing the formed D2 is by combining it again with O2, e.g. by catalytic reaction in excess of oxygen.

Ved hjelp av f. eks. kjøling kan det dannede vann derpå bli fraseparert sam-men med vanndampen fra den sirkulerende væske. By means of e.g. cooling, the water formed can then be separated together with the water vapor from the circulating liquid.

Etter fjernelse av vannet og påfølgen-de fjernelse av i det minste endel av de gassformige fisjonsprodukter kan den an-vendte gass tilbakesirkuleres, f. eks. ved hjelp av en pumpe. Denne pumpe kan væ-re av en hvilken som helst ønsket utfor-ming, da dens bestanddeler ikke behøver å utsettes for noen sterk stråling. After the removal of the water and the subsequent removal of at least part of the gaseous fission products, the used gas can be recirculated, e.g. using a pump. This pump can be of any desired design, as its components do not need to be exposed to any strong radiation.

Eliminering av urenhetene fra gassen kan f. eks. utføres ved adsorpsjon eller ved kjøling. Elimination of the impurities from the gas can e.g. carried out by adsorption or by cooling.

Det vil forståes at hvis der anvendes en kostbar gass slik som He, må denne tilbakesirkuleres i ethvert tilfelle og det må påsees at gasskretsen er lekksikker. Hvis luft eller annen gass som er til disposisjon i overskudd anvendes som innblåsingsgass kan denne gass avgå til atmosfæren forut-satt at gassen er fortynnet, om nødvendig, i en slik grad som er nødvendig for å holde radioaktiviteten under en maksimumsverdi. I nødstilfelle må den friske gass befries grundig for vanndamp, for å hin-dre at det tunge vann blir fortynnet med vanlig vann, i det tilfelle av at tungtvann anvendes. It will be understood that if an expensive gas such as He is used, this must be recirculated in any case and it must be ensured that the gas circuit is leak-proof. If air or other gas that is available in excess is used as blow-in gas, this gas can escape to the atmosphere, provided that the gas is diluted, if necessary, to such an extent as is necessary to keep the radioactivity below a maximum value. In an emergency, the fresh gas must be thoroughly freed of water vapour, to prevent the heavy water from being diluted with ordinary water, in the event that heavy water is used.

Uten å begrense oppfinnelsens ramme på noen måte skal nå oppfinnelsen an-skueliggjøres ved hjelp av tegningen som viser et apparat ifølge oppfinnelsen. Without limiting the scope of the invention in any way, the invention shall now be illustrated by means of the drawing which shows an apparatus according to the invention.

På tegningen strømmer det væskeformede kjernebrensel, f. eks. en suspensjon av uranoksyd i tungtvann, under innflytelse av tyngdekraften gjennom kjernereaktoren 1 og varmeutveksleren 2. I denne varmeutveksler blir den frembrakte varme-energi i reaktoren bortledet. Den avkjølte væske strømmer derpå inn i stigerøret 3, hvor den føres oppover ved hjelp av en gass som gjennom røret 4 innblåses i stige-røret 3 av pumpen 5. In the drawing, liquid nuclear fuel flows, e.g. a suspension of uranium oxide in heavy water, under the influence of gravity through the nuclear reactor 1 and the heat exchanger 2. In this heat exchanger, the produced heat energy in the reactor is dissipated. The cooled liquid then flows into the riser 3, where it is carried upwards by means of a gas that is blown into the riser 3 by the pump 5 through the pipe 4.

Gassen og væsken separeres fra hver-andre i separatoren 6. Væsken går tilbake til reaktoren 1 gjennom renseanlegget 11 for å fjerne fisjonsprodukter. The gas and the liquid are separated from each other in the separator 6. The liquid returns to the reactor 1 through the purification plant 11 to remove fission products.

Den fraseparerte gass føres gjennom et apparat 8 hvor det vannstoff eller deu-terium som er tilstede i gassen oksyderes og gjennom apparatet 9 hvor vannet fra-separeres, f. eks. ved kjøling. Det vann som således fåes føres tilbake til separatoren 6. The separated gas is passed through an apparatus 8 where the hydrogen or deuterium present in the gas is oxidized and through the apparatus 9 where the water is separated, e.g. during cooling. The water thus obtained is fed back to the separator 6.

Gassen vender derpå tilbake gjennom røret 7 og renseanlegget 10 til pumpen 5. I renseanlegget 10 blir de gassformede fisjonsprodukter i det minste delvis fraseparert. Gasstap, f. eks. ved lekkasje kan kompenseres ved å tilføre frisk gass gjennom ledningen 13. The gas then returns through the pipe 7 and the purification plant 10 to the pump 5. In the purification plant 10, the gaseous fission products are at least partially separated. Gas loss, e.g. in case of leakage can be compensated by supplying fresh gas through line 13.

Ventilen 12 tjener til avtapping av oppløsningen eller suspensjonen i nøds-tilfelle. The valve 12 serves for draining the solution or suspension in an emergency.

Claims (2)

1. Fremgangsmåte for å utføre kjernereaksjoner i en kjernereaktor, i hvilken prosess kjernebrenselet sirkuleres i form av en oppløsning eller en suspensjon gjennom reaktoren og gjennom en varmeutveksler, karakterisert ved at oppløsningen eller suspensjonen bringes til å strømme gjennom reaktoren under innflytelse av tyngdekraften og derpå føres oppover til et ni-vå over reaktoren ved hjelp av et praktisk talt vertikalt anbrakt stigerør inn i hvilket en inert gass, fortrinsvis helium, innblåses i den nedre ende, hvilken gass fra-separeres fra oppløsningen eller suspensjonen ved kretsens høyeste punkt, idet videre den fraseparerte gass i det minste delvis blir befridd for fisjons- og spaltingsprodukter og føres tilbake til stigerørets nedre ende.1. Method for carrying out nuclear reactions in a nuclear reactor, in which process the nuclear fuel is circulated in the form of a solution or a suspension through the reactor and through a heat exchanger, characterized in that the solution or suspension is made to flow through the reactor under the influence of gravity and is then passed up to a level above the reactor by means of a practically vertically placed riser into which an inert gas, preferably helium, is blown at the lower end, which gas is separated from the solution or suspension at the highest point of the circuit, further separated gas is at least partially freed from fission and fission products and is returned to the lower end of the riser. 2. Fremgangsmåte som angitt i på-stand 1, hvor kjernebrenselet anvendes i form av en suspensjon eller oppløsning av fisibelt materiale i vanlig vann eller tungtvann og hvor spaltingsproduktene fra vannet rekombineres til vann, som føres tilbake til det sirkulerende kjernebrensel, karakterisert ved at rekombinasjonstrinnet er innskutt i innblåsingsgassens sirkula-sjonssystem.2. Method as stated in claim 1, where the nuclear fuel is used in the form of a suspension or solution of fissile material in ordinary water or heavy water and where the fission products from the water are recombined into water, which is returned to the circulating nuclear fuel, characterized in that the recombination step is inserted into the supply gas circulation system.
NO15904265A 1964-07-21 1965-07-21 NO115383B (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB2952064A GB1081891A (en) 1964-07-21 1964-07-21 Improvements relating to the production of phosphoric acids
GB2952164 1964-07-21

Publications (1)

Publication Number Publication Date
NO115383B true NO115383B (en) 1968-09-30

Family

ID=26259956

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
NO15904265A NO115383B (en) 1964-07-21 1965-07-21

Country Status (5)

Country Link
DE (1) DE1567731B1 (en)
DK (1) DK123861B (en)
FI (1) FI45038C (en)
NO (1) NO115383B (en)
SE (1) SE313550B (en)

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2905535A (en) * 1955-12-19 1959-09-22 Chemical Construction Corp Phosphoric acid concentration
US3044855A (en) * 1959-12-14 1962-07-17 Collier Carbon & Chemical Co Concentration of wet-process phosphoric acid
BE627151A (en) * 1963-01-14

Also Published As

Publication number Publication date
FI45038B (en) 1971-11-30
FI45038C (en) 1972-03-10
DK123861B (en) 1972-08-14
SE313550B (en) 1969-08-18
DE1567731B1 (en) 1971-12-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3080307A (en) Radioactive fluid handling system
US3093564A (en) Gas handling systems for radioactive gases
US3058897A (en) Reactor
US20160189812A1 (en) Nuclear materials processing
US2770591A (en) Heavy water moderated neutronic reactor
US9117558B1 (en) System and method to control spent nuclear fuel temperatures
US2874106A (en) Homogeneous nuclear reactor
US4647425A (en) Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system
US2714577A (en) Neutronic reactor
US2851410A (en) Neutronic reactor construction
US2815321A (en) Isotope conversion device
NO115383B (en)
US10170211B2 (en) System and method for collecting 3He gas from heavy water nuclear reactors
US3052615A (en) Nuclear flash steam generator
US3054738A (en) Process of nuclear fission
JPS5912997B2 (en) Nuclear reactor seal
US3910817A (en) Method and apparatus for removing radioactive gases from a nuclear reactor
US3113913A (en) Sealing and purging system for pressurized water reactor
US2938844A (en) Neutronic reactor counter method and system
US3052613A (en) Method and apparatus for conducting a nuclear chain reaction
US2961391A (en) Water boiler reactor
US3607107A (en) Plural spent-reactor-fuel dissolvers having selective feed means
US3141828A (en) Nuclear reactor equipment
NO119662B (en)
US3159548A (en) Process of nuclear fission