NO138137B - PRODUCT FOR DECOMPOSITION OF HYDROCARBONS ON WATER SURFACES AND PROCEDURE FOR THE PRODUCTION OF SUCH PRODUCT - Google Patents
PRODUCT FOR DECOMPOSITION OF HYDROCARBONS ON WATER SURFACES AND PROCEDURE FOR THE PRODUCTION OF SUCH PRODUCT Download PDFInfo
- Publication number
- NO138137B NO138137B NO741245A NO741245A NO138137B NO 138137 B NO138137 B NO 138137B NO 741245 A NO741245 A NO 741245A NO 741245 A NO741245 A NO 741245A NO 138137 B NO138137 B NO 138137B
- Authority
- NO
- Norway
- Prior art keywords
- moderator
- tubes
- reactor
- mass
- pipes
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title description 4
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 title 1
- 229930195733 hydrocarbon Natural products 0.000 title 1
- 150000002430 hydrocarbons Chemical group 0.000 title 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 11
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 6
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 5
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 5
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 5
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 5
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 3
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 2
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 239000004927 clay Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000008642 heat stress Effects 0.000 description 1
- 230000002706 hydrostatic effect Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000001788 irregular Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 231100000572 poisoning Toxicity 0.000 description 1
- 230000000607 poisoning effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/68—Treatment of water, waste water, or sewage by addition of specified substances, e.g. trace elements, for ameliorating potable water
- C02F1/681—Treatment of water, waste water, or sewage by addition of specified substances, e.g. trace elements, for ameliorating potable water by addition of solid materials for removing an oily layer on water
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D17/00—Separation of liquids, not provided for elsewhere, e.g. by thermal diffusion
- B01D17/02—Separation of non-miscible liquids
- B01D17/04—Breaking emulsions
- B01D17/047—Breaking emulsions with separation aids
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F3/00—Biological treatment of water, waste water, or sewage
- C02F3/34—Biological treatment of water, waste water, or sewage characterised by the microorganisms used
- C02F3/344—Biological treatment of water, waste water, or sewage characterised by the microorganisms used for digestion of mineral oil
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Microbiology (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Hydrology & Water Resources (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Water Supply & Treatment (AREA)
- Biodiversity & Conservation Biology (AREA)
- Oil, Petroleum & Natural Gas (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Medicinal Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Water Treatment By Sorption (AREA)
- Removal Of Floating Material (AREA)
- Micro-Organisms Or Cultivation Processes Thereof (AREA)
- Feed For Specific Animals (AREA)
- Immobilizing And Processing Of Enzymes And Microorganisms (AREA)
- Treatments Of Macromolecular Shaped Articles (AREA)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
Description
Væskemoderert kjemereaktor. Liquid-moderated nuclear reactor.
Foreliggende oppfinnelse angår væskemodererte reaktorer. The present invention relates to liquid-moderated reactors.
En vanlig utførelse av væskemodererte reaktorer omfatter et forrådskar for moderatoren som omfatter en lukket beholder hvorigjennom det går et antall rør. Denne beholder- og rør-anordning kalles ofte en kalander. Hvis kjølemidlet står under trykk, er det anordnet rørformete kanaler for brennstoffelementer og kjølemiddel in- A common design of liquid-moderated reactors comprises a storage vessel for the moderator which comprises a closed container through which a number of pipes pass. This container and tube device is often called a calender. If the coolant is under pressure, tubular channels are arranged for fuel elements and coolant in-
ne i kalanderrørene. De rørformete kana- ne in the calender tubes. The tubular cana-
ler er utført kraftige for å kunne tåle ar-beidstrykket, og kalanderrørene kan da være utført så tynne som det er praktisk mulig i betraktning av at de er mekanisk påkjent med overtrykket i moderatorvæs-ken og av varmepåkjenninger som de ut-settes for under driften av moderatoren men de er ikke påkjent av reaktor-kjøle-midlet. Varmepåkjenningene kan bli me-get store hvis det ikke er anordnet ekspan-sjonsbokser og selv disse kan fremstille ve-sentlige påkjenninger. Rørene blir derfor utført med en tykkelse som er større enn den som kreves av den rene sperrevirk-ning som man skulle tro var deres eneste funksjon. Da disse rør ligger i reaktorkjernen, vil enhver øking i tykkelse bety øket nøytronabsorbering og dermed øket brennstoffanordning og økete brennstoff-omkostninger. Hertil kommer at ekspan-sjonsboksene, som nødvendigvis må ligge på steder som er vanskelig tilgjengelige og er vanskelige å vedlikeholde, ikke er øn-skelige selv om de tilsynelatende er av ve-sentlig betydning. Ennu et trekk skyldes den vanlige utførelse av kalanderen for kjernereaktoren. Kalanderbeholderen er i clay is made strong in order to be able to withstand the working pressure, and the calender tubes can then be made as thin as is practically possible, taking into account that they are mechanically stressed by the overpressure in the moderator liquid and by the heat stresses to which they are exposed during operation by the moderator but they are not recognized by the reactor coolant. The thermal stresses can become very large if there are no expansion boxes and even these can create significant stresses. The pipes are therefore made with a thickness that is greater than that required by the pure barrier effect which one would think was their only function. As these tubes are located in the reactor core, any increase in thickness will mean increased neutron absorption and thus increased fuel arrangement and increased fuel costs. In addition, the expansion boxes, which necessarily have to be located in places that are difficult to access and are difficult to maintain, are not desirable even if they are apparently of essential importance. Another feature is due to the usual design of the calender for the nuclear reactor. The calender container is in
alminnelighet sylindrisk og kalanderrørene er anbragt på en kvadratisk eller trekantet gitter og gir derved et uregelmessig omriss av rør i en beholder med glatt omriss. Dette krever en innsats av moderator, som generally cylindrical and the calender tubes are placed on a square or triangular grid, thereby giving an irregular outline of tubes in a container with a smooth outline. This requires an effort by the moderator, who
er kostbar når det gjelder D,,0, ut over det som kreves utelukkende av nukleære hensyn. is expensive in terms of D,,0, beyond what is required solely for nuclear considerations.
Det er derfor et formål med denne oppfinnelse å skaffe en væskemoderert kjemereaktor som har en bedre konstruk-sjon i kjerneområdet enn de som er omtalt ovenfor. It is therefore an object of this invention to provide a liquid-moderated chemical reactor which has a better construction in the core area than those mentioned above.
I henhold til oppfinnelsen omfatter According to the invention includes
en kjerneraktor et tettpakket sett loddrette rør som er anordnet slik at de ytre rørvegger begrenser et nettverk av tomrom som strekker seg gjennom rørsettet, rørformete kjølemiddel-kanaler som ligger i lengderetningen for disse tomrom, kjerne-brennstoff i kanalene og flytende moderator i rørene. a nuclear reactor a tightly packed set of vertical tubes arranged so that the outer tube walls confine a network of voids extending through the tube set, tubular coolant channels lying in the longitudinal direction of these voids, nuclear fuel in the channels and liquid moderator in the tubes.
En utførelsesform for oppfinnelsen skal nu beskrives som eksempel, under henvisning til vedføyete tegninger. An embodiment of the invention will now be described as an example, with reference to the attached drawings.
Fig. 1 viser et del-grunnriss, delvis Fig. 1 shows a partial floor plan, in part
skjematisk. schematically.
Fig. 2 viser et del-oppriss, etter linjen Fig. 2 shows a partial elevation, following the line
II—II i fig. 1. II—II in fig. 1.
Fig. 2a viser en forstørret detalj fra Fig. 2a shows an enlarged detail from
fig. 2 med en skjematisk tilføyelse. fig. 2 with a schematic addition.
Fig. 2b viser en annen forstørret detalj fra fig. 2. Fig. 2b shows another enlarged detail from fig. 2.
Fig. 3 viser et del-riss i perspektiv. Fig. 3 shows a partial view in perspective.
Som vist på tegningen omfatter en tungtvannmoderert kjemereaktor 1 et tettpakket sett 4 loddrette rør 2 som inneholder moderatoren 3, idet de ytre vegger av rørene 2 begrenser et nett av tomrom 5 for opptagelse av rørformete kanaler 7, hvor bare en er vist for ikke å over-lesse figuren, som inneholder brennstoffelementer 6. Rørene 2 holdes i settet 4 ved hjelp av øvre og nedre støtte- og holde-plater 8, henhv. 9. As shown in the drawing, a heavy water moderated nuclear reactor 1 comprises a densely packed set 4 of vertical tubes 2 containing the moderator 3, the outer walls of the tubes 2 delimiting a network of voids 5 for accommodating tubular channels 7, of which only one is shown so as not to exceed - read the figure, which contains fuel elements 6. The tubes 2 are held in the set 4 by means of upper and lower support and holding plates 8, respectively. 9.
Rørene 2 har øvre og nedre sekskan-tete ender 10, henhv. 11, mens resten av hvert rør 2 har sirkelformet tverrsnitt. Na-borør 2 berører hverandre bare ved sine ender 10, 11. Den nedre bæreplate 9 er for-synt med hull 12 for anbringelse av tap-per 13 i bunnen av rørene 2 og hull 29 for opptagelse av brennstoffelement-kanalene 7. Den øvre bæreplate 8 har et midtre bort-skåret parti 14 for anbringelse av rørset-tet 4 rundt de sekskantede ender 10 av omkrets-rørene 2 som danner settet. Det kjølemiddel som brukes for reakoren er damp, og denne passerer ned gjennom kanalene 7 for å føre bort varme fra brenn-stoffelementene 6 i disse kanaler før dam-pen passerer gjennom en utvendig varmeutveksler for å avgi varmen for frembrin-gelse av ytterligere damp. The pipes 2 have upper and lower hexagonal ends 10, respectively. 11, while the rest of each tube 2 has a circular cross-section. Neighboring pipes 2 only touch each other at their ends 10, 11. The lower support plate 9 is provided with holes 12 for placing pins 13 in the bottom of the pipes 2 and holes 29 for receiving the fuel element channels 7. The upper carrier plate 8 has a central cut-out portion 14 for placing the tube set 4 around the hexagonal ends 10 of the circumferential tubes 2 which form the set. The coolant used for the reactor is steam, and this passes down through the channels 7 to remove heat from the fuel elements 6 in these channels before the steam passes through an external heat exchanger to give off the heat to produce additional steam.
En del av moderatoren blir kjølet under driften av reaktoren ved å sirkuleres ved hjelp av en pumpe 38 gjennom en ytre varmeutveksler 33, som er vist skjematisk i fig. 2A, og passerer derfra til en samlebeholder 34 og derfra til massen av moderator som er tilbake i rørene 2. Moderator blir ført tilbake til rørene 2 gjennom inn-løp 15 hvor den fordeles over de øvre vegger av hvert rør 2 i en tynn ringformet strøm ved hjelp av en ringformet skjerm 16 hvis ytre omkrets har en smal klaring 30 fra de indre vegger av rørene 2. De øvre ender av rørene 2, som er utsatt for både gamma- og varmestråling fra brenn-stoffelementene 6 blir således holdt kolde ved hjelp av innstrømmende moderator. Den lille klaring 30 bevirker at en søyle 31 av moderator holdes tilbake over hver skjerm 16. Søylene 31 av moderator i den øvre ende av hver av de tettpåkkete rør 3 danner tilsammen en nøytronreflektor 32 over massen av moderator 3 som holdes tilbake i resten av hvert av rørene. Moderatoren forlater rørene 2 gjennom utløp 17, fig. 2, i bunnen av rørene. Disse utløp er koblet til en rekke rørformete samle-kammere 18 som igjen er forbundet med varmeutvekslere 33. Samlekarene 18 ligger i avstand fra rørformete bærere 19 ved hjelp av stegplater 20, idet samlekarene 18, bærerne 19 og platene 20 tilsammen danner bærebjelker under de nedre bære-plater 9. De rørformete bærere 19 kunne også eventuelt brukes som samlekar for moderator. Part of the moderator is cooled during the operation of the reactor by being circulated by means of a pump 38 through an external heat exchanger 33, which is shown schematically in fig. 2A, and passes from there to a collection container 34 and from there to the mass of moderator that is back in the pipes 2. Moderator is led back to the pipes 2 through inlet 15 where it is distributed over the upper walls of each pipe 2 in a thin annular stream by means of an annular screen 16 whose outer circumference has a narrow clearance 30 from the inner walls of the pipes 2. The upper ends of the pipes 2, which are exposed to both gamma and heat radiation from the fuel elements 6 are thus kept cold by of inflowing moderator. The small clearance 30 causes a column 31 of moderator to be held back above each screen 16. The columns 31 of moderator at the upper end of each of the closely packed tubes 3 together form a neutron reflector 32 above the mass of moderator 3 which is held back in the rest of each of the pipes. The moderator leaves the pipes 2 through outlet 17, fig. 2, at the bottom of the tubes. These outlets are connected to a series of tubular collecting chambers 18 which are in turn connected to heat exchangers 33. The collecting vessels 18 are located at a distance from the tubular carriers 19 by means of step plates 20, the collecting vessels 18, the carriers 19 and the plates 20 together forming support beams under the lower carrier plates 9. The tubular carriers 19 could also possibly be used as collection vessels for moderator.
Bestråling av tungtvann-moderatoren under drift av reaktoren bevirker at det dannes radiolytiske spaltingsgasser på overflaten av moderatoren. Disse gasser, som er eksplosive, tas ut fra overflaten av moderatoren ved hjelp av «tepper» av he-liumsgass som kommer inn i den øvre ende av rørene 2 gjennom innløpsrør 21 og forlater den ved hjelp av utløpsrør 22 og de ringformete kanaler 23 mellom innløpene 21 og skjermene 16. Irradiation of the heavy water moderator during operation of the reactor causes radiolytic fission gases to form on the surface of the moderator. These gases, which are explosive, are taken out from the surface of the moderator by means of "blankets" of helium gas that enter the upper end of the pipes 2 through inlet pipe 21 and leave it by means of outlet pipe 22 and the annular channels 23 between the inlets 21 and the screens 16.
Heliumet blir så ført gjennom ytre anlegg for å fjerne de eksplosive gasser før The helium is then passed through external facilities to remove the explosive gases before
det føres tilbake til innløpene 21 for rørene 2. it is fed back to the inlets 21 for the pipes 2.
Styringen av reaktoren under normale driftsforhold foregår på vanlig måte ved å variere høyden av moderatoren inne i rørene 2 og dermed den mengde moderator som foreligger i midten av reaktoren. Dette foregår ved å variere hastigheten for pum-pen 38. For å sikre en utstrømning av helium nær overflaten av moderatoren 3, uten hensyn til dens høyde, innenfor styre-grensene, er heliuminnløpene 21 gjen-nomhullete med en rekke åpninger 24 langs et parti nær moderatoroverflaten, dvs. de nedre ender av innløpene 21, i rørene 2. The control of the reactor under normal operating conditions takes place in the usual way by varying the height of the moderator inside the pipes 2 and thus the amount of moderator present in the middle of the reactor. This takes place by varying the speed of the pump 38. To ensure an outflow of helium close to the surface of the moderator 3, regardless of its height, within the control limits, the helium inlets 21 are perforated with a series of openings 24 along a part near the moderator surface, i.e. the lower ends of the inlets 21, in the tubes 2.
Reaktoren kan være innrettet til å avstenges i nødsfall ved å tømme moderatoren fra samlekarene 18, slik som det f. eks. er beskrevet i dokument nr. P/209 ved den annen internasjonale konferanse for fredelig bruk av atomenergi i Geneve i 1958, hvor denne metode for avstengning ble beskrevet under henvisning til den ka-nadiske N.P.D.-reaktor. Den metode for nødsfall-avstengning som er å foretrekke for foreliggende reaktor er imidlertid å skyte inn nøytronabsorberende staver i reaktorkjernen. Det vil ses på tegningen at noen av rørene 2 inneholder indre blind-endete rør 25, som bæres i rørene 2 ved hjelp av stag 28, mens de ringformete rom mellom rørene 2 og 25 er fyllt med moderatoren 3. Nøytronabsorberende staver 26 som er opphengt over rørene 25 i tau The reactor can be arranged to be shut down in an emergency by emptying the moderator from the collecting vessels 18, such as e.g. is described in document No. P/209 at the Second International Conference for the Peaceful Uses of Atomic Energy in Geneva in 1958, where this method of shutdown was described with reference to the Canadian N.P.D. reactor. However, the preferred method of emergency shutdown for the present reactor is to insert neutron absorbing rods into the reactor core. It will be seen in the drawing that some of the tubes 2 contain internal blind-ended tubes 25, which are carried in the tubes 2 by means of struts 28, while the annular spaces between the tubes 2 and 25 are filled with the moderator 3. Neutron absorbing rods 26 which are suspended over the pipes 25 in rope
27 blir sluppet ned i rørene 25 når det er 27 is dropped into the pipes 25 when it is
nødvendig å stenge av reaktoren raskt. Stavene 26 kan også brukes for normal sty-ring av reaktoren i stedet for, eller sam-men med, varieringen av høyden av moderatoren i midten av reaktoren. necessary to shut down the reactor quickly. The rods 26 can also be used for normal control of the reactor instead of, or together with, the variation of the height of the moderator in the middle of the reactor.
Rørene 2 som inneholder rørene 25 har innløp 15a, fig. 2b for moderator, og har også helium-innløp 21a og -utløp 22a. Skjermer 16a fordeler innstrømmende moderator over de øvre vegger av både rørene 2 og rørene 25. Innløpene 15a har hull 24a. Skjermene 16a holder moderator tilbake i søyler 31a slik at den danner en del av nøytronreflektoren 32. The pipes 2 which contain the pipes 25 have an inlet 15a, fig. 2b for moderator, and also has helium inlet 21a and outlet 22a. Screens 16a distribute the inflowing moderator over the upper walls of both the pipes 2 and the pipes 25. The inlets 15a have holes 24a. The screens 16a hold the moderator back in columns 31a so that it forms part of the neutron reflector 32.
Da moderatoren inneholdes i rørene 2, er disse rør utsatt for en strekkbelastning i omkretsretningen som gjør det mulig å bruke tynnere rør enn under en trykkbe-lastning slik som i kalander-anordningen. Da det brukes mindre rørmaterial for et gitt hydrostatisk moderator-trykk, kan reaktoren drives med kjerne-brennstoff med tilsvarende mindre anrikning. As the moderator is contained in the pipes 2, these pipes are exposed to a tensile load in the circumferential direction which makes it possible to use thinner pipes than under a pressure load such as in the calender device. As less pipe material is used for a given hydrostatic moderator pressure, the reactor can be operated with nuclear fuel with correspondingly less enrichment.
Rørene 2 kan ekspanderes hvert for seg inne i den øvre bæreplate 8, idet de ikke er utsatt for noen motstand mot ak-sial bevegelse. The pipes 2 can be expanded individually inside the upper support plate 8, as they are not exposed to any resistance to axial movement.
Rør 2 kan tilføyes eller fjernes fra rør-settet 4 slik at størrelsen og formen for det indre av reaktoren eventuelt kan varieres. Pipe 2 can be added or removed from the pipe set 4 so that the size and shape of the interior of the reactor can possibly be varied.
Oppfinnelsen gjør det også mulig å bruke et nedsatt moderator-volum, sam-menlignet med kalander-anordningen, med derav følgende mindre anleggs-omkost-ninger. Det er også klart at det er mulig å bruke andre væskeformete eller flytende moderatorer i stedet for tungtvann, slik som beskrevet ovenfor. Reaktorer som er bygget i henhold til foreliggende oppfinnelse er spesielt egnet for den styre- og avstengnings-metode for reaktoren som er kjent som «forgiftning», hvor en nøytron-absorberende væske føres inn i moderatoren for å styre reaktiviteten. I den vanlige kalander-anordning, ble gift ført inn i den beholder som inneholder moderatoren i områder med høy nøytronfluks, f. eks. nær de rør som inneholder brennstoff - elementene. Uheldigvis holder disse gifter seg ikke i nærheten av den høye nøytron-fluks, men sprer seg raskt i hele væske-moderatoren. The invention also makes it possible to use a reduced moderator volume, compared to the calender device, with consequent lower installation costs. It is also clear that it is possible to use other liquid or liquid moderators instead of heavy water, as described above. Reactors constructed according to the present invention are particularly suitable for the reactor control and shutdown method known as "poisoning", where a neutron-absorbing liquid is introduced into the moderator to control reactivity. In the conventional calender device, poison was introduced into the container containing the moderator in areas of high neutron flux, e.g. near the pipes containing fuel - the elements. Unfortunately, these poisons do not stay close to the high neutron flux, but quickly spread throughout the liquid moderator.
Ved foreliggende oppfinnelse er det imidlertid mulig å føre inn væskeformet gift i utvalgte rør 2, f. eks. de rør som ligger like ved brennstoffelementkanalene 7. En gift blir dermed holdt innenfor de utvalgte rør og skilt fra resten av moderatoren. Den gift som er å foretrekke er borsyre og denne blir ført inn i utvalgte grupper av rør 2 gjennom en styreventil 36 og tømmeledninger 37 som er forbundet med en samlebeholder 35 anordnet over den øvre ende av rørene, fig. 2. Bor-syren kan senere trekkes ut under den ut-vendige sirkulering av moderatoren ved hjelp av passende anlegg. With the present invention, however, it is possible to introduce liquid poison into selected pipes 2, e.g. the pipes that lie close to the fuel element channels 7. A poison is thus kept within the selected pipes and separated from the rest of the moderator. The poison which is preferred is boric acid and this is introduced into selected groups of pipes 2 through a control valve 36 and drain lines 37 which are connected to a collection container 35 arranged above the upper end of the pipes, fig. 2. The boric acid can later be extracted during the external circulation of the moderator by means of suitable facilities.
Claims (5)
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
IT22951/73A IT981945B (en) | 1973-04-13 | 1973-04-13 | METHOD OF DEPOLLUTION OF FRESH AND SEA WATER FROM PETROLEUM |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
NO741245L NO741245L (en) | 1974-10-15 |
NO138137B true NO138137B (en) | 1978-04-03 |
NO138137C NO138137C (en) | 1978-07-12 |
Family
ID=11202216
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
NO741245A NO138137C (en) | 1973-04-13 | 1974-04-04 | PRODUCT FOR DECOMPOSITION OF HYDROCARBONS ON WATER SURFACES AND PROCEDURE FOR THE PRODUCTION OF SUCH PRODUCT |
Country Status (18)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5040780A (en) |
BE (1) | BE813612A (en) |
CA (1) | CA1017693A (en) |
CH (1) | CH605423A5 (en) |
CS (1) | CS189631B2 (en) |
DD (1) | DD111430A5 (en) |
DE (1) | DE2417431C3 (en) |
DK (1) | DK144297C (en) |
FR (1) | FR2225383B1 (en) |
GB (1) | GB1461577A (en) |
HU (1) | HU171039B (en) |
IT (1) | IT981945B (en) |
LU (1) | LU69849A1 (en) |
NL (1) | NL7404925A (en) |
NO (1) | NO138137C (en) |
SE (1) | SE386657B (en) |
YU (1) | YU36672B (en) |
ZA (1) | ZA742343B (en) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4230562A (en) | 1976-09-01 | 1980-10-28 | Snamprogetti S.P.A. | Method for depolluting fresh water and salt water bodies from crude oil, petroleum products and their derivatives |
FR2512057B2 (en) * | 1981-09-01 | 1985-11-15 | Elf Aquitaine | MICROEMULSION OF NUTRITIVE SUBSTANCES, ASSIMILABLE BY MICROORGANISMS, PREPARATION METHOD THEREOF, AND APPLICATIONS THEREOF |
FR2490672B1 (en) * | 1980-09-19 | 1985-10-04 | Elf Aquitaine | MICROEMULSION OF NUTRITIVE SUBSTANCES, ASSIMILABLE BY MICROORGANISMS, PREPARATION METHOD THEREOF, AND APPLICATIONS THEREOF |
DE4225967A1 (en) * | 1992-08-06 | 1994-02-10 | Dyckerhoff & Widmann Ag | Process for the treatment of oil-water emulsions, in particular from car washes |
DE19727363A1 (en) * | 1997-06-27 | 1999-01-07 | Spezial Polymer Leuna Gmbh | Composition for adsorbing organic liquid |
DE19820645B4 (en) * | 1998-05-08 | 2006-03-30 | Umweltschutz Nord Gmbh & Co. | Method for reducing the release of volatile emitters from a liquid |
FI123531B (en) | 2011-12-02 | 2013-06-28 | Pekka Pohjola | Composition for the collection and biodegradation of oil and organic chemicals |
US10342189B2 (en) * | 2016-05-17 | 2019-07-09 | Bubbleclear | Aerobic, bioremediation treatment system comprising floating inert media in an aqueous environment |
-
1973
- 1973-04-13 IT IT22951/73A patent/IT981945B/en active
-
1974
- 1974-04-01 CH CH453974A patent/CH605423A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1974-04-04 NO NO741245A patent/NO138137C/en unknown
- 1974-04-05 YU YU0953/74A patent/YU36672B/en unknown
- 1974-04-08 FR FR7412306A patent/FR2225383B1/fr not_active Expired
- 1974-04-09 GB GB1577874A patent/GB1461577A/en not_active Expired
- 1974-04-10 DE DE2417431A patent/DE2417431C3/en not_active Expired
- 1974-04-10 DK DK202274A patent/DK144297C/en not_active IP Right Cessation
- 1974-04-10 NL NL7404925A patent/NL7404925A/xx unknown
- 1974-04-10 CA CA198,152A patent/CA1017693A/en not_active Expired
- 1974-04-10 SE SE7404960A patent/SE386657B/en unknown
- 1974-04-11 ZA ZA00742343A patent/ZA742343B/en unknown
- 1974-04-11 DD DD177842A patent/DD111430A5/xx unknown
- 1974-04-11 BE BE143111A patent/BE813612A/en not_active IP Right Cessation
- 1974-04-12 CS CS742667A patent/CS189631B2/en unknown
- 1974-04-12 LU LU69849A patent/LU69849A1/xx unknown
- 1974-04-12 HU HU74SA00002624A patent/HU171039B/en unknown
- 1974-04-12 JP JP49040465A patent/JPS5040780A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
LU69849A1 (en) | 1974-07-18 |
DE2417431B2 (en) | 1977-11-24 |
CA1017693A (en) | 1977-09-20 |
NL7404925A (en) | 1974-10-15 |
ZA742343B (en) | 1975-04-30 |
CS189631B2 (en) | 1979-04-30 |
DE2417431A1 (en) | 1974-10-31 |
IT981945B (en) | 1974-10-10 |
DK144297B (en) | 1982-02-08 |
CH605423A5 (en) | 1978-09-29 |
YU95374A (en) | 1981-11-13 |
SE386657B (en) | 1976-08-16 |
DK144297C (en) | 1982-07-12 |
BE813612A (en) | 1974-07-31 |
FR2225383A1 (en) | 1974-11-08 |
DD111430A5 (en) | 1975-02-12 |
NO138137C (en) | 1978-07-12 |
AU6772174A (en) | 1975-10-16 |
DE2417431C3 (en) | 1978-08-03 |
HU171039B (en) | 1977-10-28 |
JPS5040780A (en) | 1975-04-14 |
NO741245L (en) | 1974-10-15 |
GB1461577A (en) | 1977-01-13 |
FR2225383B1 (en) | 1979-03-16 |
YU36672B (en) | 1984-08-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US3182002A (en) | Liquid cooled nuclear reactor with improved heat exchange arrangement | |
US3151034A (en) | Consolidated nuclear steam generator arrangement | |
US2857324A (en) | Engineering test reactor | |
US3909351A (en) | Nuclear reactor | |
US20170316839A1 (en) | Pressure-tube reactor with pressurised moderator | |
US3163585A (en) | Fuel element support structure and latching mechanism | |
US3255088A (en) | Integral nuclear reactor-steam generator unit | |
US4309252A (en) | Nuclear reactor constructions | |
US3715270A (en) | Nuclear reactors | |
CN108140433B (en) | Nuclear reactor | |
US3164530A (en) | Nuclear reactor core with fuel locking members | |
US3212986A (en) | Three tank separate superheat reactor | |
NO138137B (en) | PRODUCT FOR DECOMPOSITION OF HYDROCARBONS ON WATER SURFACES AND PROCEDURE FOR THE PRODUCTION OF SUCH PRODUCT | |
US3296085A (en) | Calandria core for sodium graphite reactor | |
US3034977A (en) | Nuclear superheater for boiling water reactor | |
US3255089A (en) | Integral nuclear reactor-heat exchanger system | |
US3085966A (en) | Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor | |
US3743577A (en) | Single fluid molten salt nuclear breeder reactor | |
US3312595A (en) | Nuclear reactor with internal pressurizer | |
US3091582A (en) | Nuclear reactor systems | |
US3183164A (en) | Liquid moderated nuclear reactors | |
US3267906A (en) | Compact heat source and heat exchanger | |
US3271260A (en) | Liquid metal fast breeder reactor | |
JPH05240990A (en) | Two-phase reactor plant having partitioned separation condenser | |
EP3178087B1 (en) | Chimney assembly of a reactor pressure vessel and method of storing the same during a nuclear reactor outage |