NO115383B - - Google Patents
Download PDFInfo
- 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
Links
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 28
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims description 24
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 10
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 9
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 6
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 4
- 230000005484 gravity Effects 0.000 claims description 3
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 2
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims 1
- 238000005215 recombination Methods 0.000 claims 1
- 230000006798 recombination Effects 0.000 claims 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 19
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000006555 catalytic reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000013016 damping Methods 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D53/00—Separation 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
- B01D53/34—Chemical or biological purification of waste gases
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01B—NON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
- C01B25/00—Phosphorus; Compounds thereof
- C01B25/16—Oxyacids of phosphorus; Salts thereof
- C01B25/24—Condensed 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)
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)
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 |
-
1965
- 1965-07-21 DK DK374465A patent/DK123861B/en unknown
- 1965-07-21 FI FI175065A patent/FI45038C/en active
- 1965-07-21 SE SE964265A patent/SE313550B/xx unknown
- 1965-07-21 NO NO15904265A patent/NO115383B/no unknown
- 1965-07-21 DE DE19651567731 patent/DE1567731B1/en not_active Withdrawn
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 |