RU2226010C1 - Nuclear power plant - Google Patents

Nuclear power plant Download PDF

Info

Publication number
RU2226010C1
RU2226010C1 RU2002121707/06A RU2002121707A RU2226010C1 RU 2226010 C1 RU2226010 C1 RU 2226010C1 RU 2002121707/06 A RU2002121707/06 A RU 2002121707/06A RU 2002121707 A RU2002121707 A RU 2002121707A RU 2226010 C1 RU2226010 C1 RU 2226010C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
gas
reactor
coolant
nuclear power
cleaning
Prior art date
Application number
RU2002121707/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2002121707A (en
Inventor
А.В. Безносов
Т.А. Бокова
А.В. Семёнов
С.С. Пинаев
В.Н. Леонов
В.С. Цикунов
Original Assignee
Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский государственный технический университет
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 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский государственный технический университет filed Critical Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский государственный технический университет
Priority to RU2002121707/06A priority Critical patent/RU2226010C1/en
Publication of RU2002121707A publication Critical patent/RU2002121707A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2226010C1 publication Critical patent/RU2226010C1/en

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; liquid-metal cooled reactor units. SUBSTANCE: proposed nuclear power plant is equipped with reducing-gas mixture inlet device. The latter is made in the form of perforated circular header disposed under empty state in coolant channel at inlet of main circulating pump. Suction line of device communicates with gas cavity of reactor, reducing gas mixture cylinder, and with pressure line of gas compressor. Circular header is provided with round holes. All these components provide for effective removal of coolant oxidized impurities deposited on surfaces of reactor unit, reactor core, and steam generator piping system, cleaning of lead mass from lead oxides, cleaning of structural materials and coolant from structural material corrosion products. EFFECT: enhanced service life and operating reliability of reactor unit. 1 cl, 3 dwg

Description

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with liquid metal cooling.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, теплообменниками, средствами циркуляции и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор (см. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. - М.: Высшая школа, 1984, с.251).Known nuclear power plant containing a reactor with a liquid metal coolant, placed below the free level of the active zone, heat exchangers, circulation means and a protective gas system, including a gas purification filter, gas compressor (see Margulova T.Kh. Nuclear power plants. - M. : High School, 1984, p. 251).

Недостатком данного технического решения применительно к ядерным энергетическим установкам с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) является необходимость в применении “холодных” ловушек для очистки ЖМТ от оксидов теплоносителя. Эти фильтры не позволяют улавливать примеси, находящиеся на свободных поверхностях теплоносителя в реакторном блоке. Недопустимое увеличение содержания оксидов теплоносителя в контуре их отложений на поверхностях реакторного блока, на теплопередающих поверхностях активной зоны, на теплопередающих поверхностях парогенераторов может привести к нештатным или аварийным ситуациям в работе контура и всей ядерной энергетической установки в целом.The disadvantage of this technical solution in relation to nuclear power plants with a liquid metal coolant (HMT) is the need for the use of “cold” traps to clean the HMT from the coolant oxides. These filters do not allow to capture impurities located on the free surfaces of the coolant in the reactor block. An unacceptable increase in the content of coolant oxides in the circuit of their deposits on the surfaces of the reactor block, on the heat transfer surfaces of the core, on the heat transfer surfaces of the steam generators can lead to emergency or emergency situations in the operation of the circuit and the entire nuclear power plant as a whole.

Решаемая задача - совершенствование конструкции ядерной энергетической установки и обеспечение безопасности реакторного блока энергетической установки со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем.The task at hand is to improve the design of a nuclear power plant and ensure the safety of the reactor block of a power plant with lead and lead-bismuth coolant.

Технический результат - повышение эффективности очистки от отложений примесей - оксидов теплоносителя поверхностей реакторного блока, теплопередающих поверхностей активной зоны, трубной системы парогенераторов, очистка объемов свинца от взвешенных в нем дисперсных частиц оксидов свинца и растворенного оксида свинца, очистка поверхностей конструкционных материалов, расположенных в области переменного уровня теплоносителя с интенсивным отложением шлаков, очистка поверхностей конструкционных материалов и теплоносителя от примесей продуктов коррозии конструкционных материалов с выносом их на свободные поверхности теплоносителя.EFFECT: increased efficiency of cleaning impurities from deposits of heat-transferring oxide of the surfaces of the reactor block, heat transfer surfaces of the core, pipe system of steam generators, cleaning volumes of lead from dispersed particles of lead oxides and dissolved lead oxide suspended in it, cleaning surfaces of structural materials located in the variable region coolant level with intensive slag deposition, cleaning of surfaces of structural materials and coolant from impurities Recreatives Products corrosion of constructional materials with the removal of free surfaces on of coolant.

Технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, снабжена устройством ввода газовой смеси, выполненным в виде перфорированного кольцевого коллектора, расположенного под свободным уровнем в тракте теплоносителя на входе в главный циркуляционный насос, линия всаса устройства соединена с газовой полостью реактора, с газовым баллоном с восстановительной смесью и с линией напора газового компрессора, причем кольцевой коллектор снабжен круглыми отверстиями, расположенными на поверхности, обращенной к его центру, каждое из которых имеет в верхней части круглое отверстие меньшего диаметра, центр которого смещен по их общей вертикальной оси выше центра круглого отверстия.The technical result is achieved by the fact that a nuclear power plant containing a reactor with liquid metal lead coolant or its alloys, with a core located below the free level, steam generators, circulation means and a protective gas system including a gas purification filter, a gas compressor, is equipped with a gas mixture input device made in the form of a perforated ring collector located under a free level in the coolant path at the entrance to the main circulation pump, The suction line of the device is connected to the gas cavity of the reactor, to the gas cylinder with the reducing mixture and to the pressure line of the gas compressor, and the annular manifold is equipped with round holes located on the surface facing its center, each of which has a round hole in the upper part of a smaller diameter, whose center is offset along their common vertical axis above the center of the circular hole.

На фиг.1 представлена схема ядерной энергетической установки, реализующей предлагаемое техническое решение, на фиг.2 - увеличенный узел кольцевого коллектора, на фиг.3 - сечение отверстия перфорации.Figure 1 presents a diagram of a nuclear power plant that implements the proposed technical solution, figure 2 is an enlarged node of the annular collector, figure 3 is a cross section of the perforation hole.

В ядерном реакторе 1 с ЖМТ или его сплавами размещены под свободным уровнем 2 в тракте теплоносителя активная зона 3, парогенераторы 4, средства циркуляции, например, насосы 5. Система защитного газа включает в себя фильтр 6 очистки газа, охладитель-конденсатор 7, газовый компрессор 8. В газовом объеме реактора 1 размещены конденсаторы 9 водяного пара, соединенные с линией 10 отвода конденсата в цистерну “грязных вод”.An active zone 3, steam generators 4, circulating means, for example, pumps 5, are located under a free level 2 in a nuclear reactor 1 with a liquid metal condensate or its alloys; a protective gas system includes a gas purification filter 6, a cooler-condenser 7, and a gas compressor 8. In the gas volume of the reactor 1 there are placed steam condensers 9 connected to the condensate drain line 10 to the “dirty water” tank.

Ядерная энергетическая установка снабжена устройством ввода газовой смеси, выполненным в виде перфорированного кольцевого коллектора 11, расположенного под свободным уровнем 2 в тракте теплоносителя на входе в главный циркуляционный насос 5, линия всаса 12 которого соединена с газовой полостью 13 реактора 1, с газовым баллоном 14 с восстановительной смесью, баллонами 15 с водородом и баллоном 16 с аргоном и с линией напора 17 газового компрессора 8.The nuclear power plant is equipped with a gas mixture inlet device made in the form of a perforated annular collector 11 located below the free level 2 in the coolant path at the inlet to the main circulation pump 5, the suction line 12 of which is connected to the gas cavity 13 of reactor 1, with a gas cylinder 14 s a reducing mixture, cylinders 15 with hydrogen and a cylinder 16 with argon and with a pressure line 17 of the gas compressor 8.

Причем кольцевой коллектор 11 снабжен круглыми отверстиями 18, расположенными на поверхности, обращенной к его центру, каждое из которых имеет в верхней части круглое отверстие 19 меньшего диаметра, центр которого смещен по их общей вертикальной оси выше центра круглого отверстия 18.Moreover, the annular collector 11 is equipped with round holes 18 located on the surface facing its center, each of which has a circular hole 19 of a smaller diameter in the upper part, the center of which is offset along their common vertical axis above the center of the circular hole 18.

Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме очистки от оксидов теплоносителя и поверхностей ядерного реактора осуществляется следующим образом:The operation of a nuclear power plant in the technological mode of purification from coolant oxides and surfaces of a nuclear reactor is carried out as follows:

Основанием для проведения очистки является либо недопустимое увеличение содержания оксидов, либо регламентная очистка (по установленным срокам очистки), либо очистка после разуплотнения контура в период ремонта или вследствие аварии.The basis for cleaning is either an unacceptable increase in the content of oxides, or routine cleaning (according to the established cleaning periods), or cleaning after decompression of the circuit during the repair period or as a result of an accident.

Из баллонов 15 и 16 смесь газов (аргон и водород) поступает в баллон 14, где приготавливается аргоно-водородная восстановительная смесь. Производится замена инертного защитного газа в газовой полости 13 реактора 1 на восстановительную аргоно-водородную восстановительную смесь. Аргоно-водородная восстановительная смесь через арматуру поступает на линию всаса 12, а затем в кольцевой коллектор 11 и далее на всасывающий патрубок насоса 5, где происходит дробление газовой фазы и поступление ее в другие части контура. Авторами экспериментально было доказано, что для получения оптимального размера пузырей при прохождении аргоно-водородной восстановительной газовой смеси через кольцевой коллектор необходимо выбрать отверстия истечения сложной геометрии, такое как круглое отверстие, имеющее в верхней части круглое отверстие меньшего диаметра, центр которого смещен по их общей вертикальной оси выше центра большего круглого отверстия. Аргоно-водородная восстановительная газовая смесь циркулирует по контуру в составе двухкомпонентного потока свинец-газ. Примеси - оксиды свинца, находящиеся в объеме теплоносителя, образовавшие отложения на теплопередающих поверхностях и на свободных поверхностях, восстанавливаются водородом с образованием “чистого” свинца и водяного пара. Водяной пар и, частично, восстановительная газовая смесь сепарируются на свободных поверхностях свинца и поступают в газовую полость 13. Вода конденсируется в конденсаторах 9, конденсат отводится в цистерну “грязных” вод по линии 10. Газовая смесь, содержащая частично непрореагировавший водород, поступает из объема реактора 1 на линию всаса компрессора 8 через фильтр 6 и охладитель газа 7 и далее компрессором 8 подается на линию напора 17. По мере уменьшения содержания (“срабатывания”) водорода в составе циркулирующей восстановительной газовой смеси производится его подача в систему газа с поддержанием концентрации водорода в смеси около 30 об.%. После завершения процесса очистки, контролируемого по уменьшению темпа убыли водорода в газовой смеси, прекращению накопления конденсата воды в конденсаторах 9 и по показаниям датчиков содержания кислорода в свинце, компрессор 8 останавливается.From cylinders 15 and 16, a mixture of gases (argon and hydrogen) enters the cylinder 14, where the argon-hydrogen reduction mixture is prepared. The inert protective gas in the gas cavity 13 of the reactor 1 is replaced with a reducing argon-hydrogen reducing mixture. The argon-hydrogen reduction mixture through the valve enters the suction line 12, and then into the annular manifold 11 and then to the suction pipe of the pump 5, where the gas phase is crushed and enters into other parts of the circuit. The authors experimentally proved that in order to obtain the optimal bubble size when passing the argon-hydrogen reducing gas mixture through the annular manifold, it is necessary to choose the outflow holes of complex geometry, such as a round hole having a circular hole of a smaller diameter in the upper part, the center of which is offset along their common vertical axis above the center of the larger circular hole. The argon-hydrogen reducing gas mixture circulates along the circuit as part of a two-component lead-gas flow. Impurities - lead oxides in the heat carrier volume, which have formed deposits on heat transfer surfaces and on free surfaces, are reduced by hydrogen to form “pure” lead and water vapor. Water vapor and, in part, a reducing gas mixture are separated on the free surfaces of lead and enter the gas cavity 13. The water condenses in the condensers 9, the condensate is discharged into the “dirty” water tank via line 10. The gas mixture containing partially unreacted hydrogen comes from the volume reactor 1 to the suction line of compressor 8 through a filter 6 and a gas cooler 7 and then by compressor 8 is supplied to the pressure line 17. As the content (“actuation”) of hydrogen in the circulating reducing gas decreases The mixture is fed into the gas system while maintaining the hydrogen concentration in the mixture at about 30 vol.%. After the completion of the cleaning process, controlled by reducing the rate of hydrogen loss in the gas mixture, stopping the accumulation of water condensate in the capacitors 9 and according to the readings of the oxygen content sensors in lead, the compressor 8 stops.

Таким образом, обеспечение эффективной очистки свинцового теплоносителя и поверхностей в реакторном блоке достигается не применением громоздких (до 20 об.% контура, который, например, в реакторе БРЕСТ-ОД-300 составляет 8х103 м3) и малоэффективных фильтров, требующих периодической вырезки и захоронения, а установкой кольцевого коллектора на всасывающем патрубке насоса, подключенного трубопроводами с арматурой к линии напора компрессора газа, линия всаса которого соединена с газовой полостью реактора, и переработкой незначительного количества “грязного” (слабо радиоактивного) конденсата водяного контура, отводимого из конденсаторов газовой системы.Thus, ensuring effective cleaning of lead coolant and surfaces in the reactor block is achieved without the use of bulky (up to 20 vol.% Circuit, which, for example, in the BREST-OD-300 reactor is 8x10 3 m 3 ) and inefficient filters that require periodic cutting and burial, and by installing an annular collector on the suction port of the pump, connected by pipelines with fittings to the pressure line of the gas compressor, the suction line of which is connected to the gas cavity of the reactor, and processing a small amount TWA of “dirty” (slightly radioactive) condensate of the water circuit discharged from the condensers of the gas system.

Применение предлагаемого технического решения позволит:Application of the proposed technical solution will allow:

- повысить эффективность очистки поверхностей реакторного блока от отложений примесей - оксидов теплоносителя, исключить образование отложений значительной толщины на теплопередающих поверхностях активной зоны с последующим ее разрушением, как это произошло на отечественной ЯЭУ АЛЛ пр. 645, тем самым обеспечить безопасную эксплуатацию реакторной установки;- to increase the efficiency of cleaning the surfaces of the reactor block from deposits of impurities - coolant oxides, to prevent the formation of deposits of significant thickness on the heat transfer surfaces of the core with its subsequent destruction, as happened on the domestic nuclear power plant ALL ALL, pr. 645, thereby ensuring the safe operation of the reactor installation;

- исключить образование отложений примесей - оксидов теплоносителя на теплопередающих поверхностях секций парогенераторов, что позволит обеспечить номинальные параметры и паропроизводительность секции в течение срока службы, обеспечить эффективность работы теплопередающих поверхностей;- to exclude the formation of deposits of impurities - coolant oxides on the heat transfer surfaces of the steam generator sections, which will ensure the nominal parameters and steam production of the section during the service life, ensure the efficiency of the heat transfer surfaces;

- исключить применение малоэффективных для очистки свинцового и свинец-висмутового теплоносителей “холодных” ловушек, гидродинамических и механических фильтров, имеющих значительную массу и требующих после выработки их емкости вырезки, захоронения и замены на новые;- to exclude the use of “cold” traps, hydrodynamic and mechanical filters, which have a significant mass and require cutting, burial and replacement with new ones, after inefficiency for cleaning lead and lead-bismuth coolants;

- упростить и повысить эффективность средств и мероприятий очистки поверхностей реакторного блока от отложений примесей - оксидов теплоносителя.- to simplify and increase the effectiveness of tools and measures for cleaning the surfaces of the reactor block from deposits of impurities - coolant oxides.

Claims (1)

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, отличающаяся тем, что установка снабжена устройством ввода газовой смеси, выполненным в виде перфорированного кольцевого коллектора, расположенным под свободным уровнем в тракте теплоносителя на входе в главный циркуляционный насос, линия всаса устройства соединена с газовой полостью реактора, с газовым баллоном с восстановительной смесью и с линией напора газового компрессора, причем кольцевой коллектор снабжен круглыми отверстиями, расположенными на поверхности, обращенной к его центру, каждое из которых имеет в верхней части отверстие меньшего диаметра, центр которого смещен по их общей вертикальной оси выше центра круглого отверстия.A nuclear power plant comprising a reactor with a liquid metal lead coolant or its alloys, with a core located below the free level, steam generators, circulation means and a protective gas system including a gas purification filter, a gas compressor, characterized in that the installation is equipped with a gas mixture input device, made in the form of a perforated ring collector, located under a free level in the coolant path at the entrance to the main circulation pump, suction line The device is connected to the gas cavity of the reactor, to the gas cylinder with the reducing mixture and to the pressure line of the gas compressor, and the annular manifold is equipped with round holes located on the surface facing its center, each of which has a hole in the upper part of a smaller diameter, the center of which is offset along their common vertical axis above the center of the circular hole.
RU2002121707/06A 2002-08-06 2002-08-06 Nuclear power plant RU2226010C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002121707/06A RU2226010C1 (en) 2002-08-06 2002-08-06 Nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002121707/06A RU2226010C1 (en) 2002-08-06 2002-08-06 Nuclear power plant

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2002121707A RU2002121707A (en) 2004-02-20
RU2226010C1 true RU2226010C1 (en) 2004-03-20

Family

ID=32390622

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002121707/06A RU2226010C1 (en) 2002-08-06 2002-08-06 Nuclear power plant

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2226010C1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2566661C1 (en) * 2014-06-11 2015-10-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear power plant and device for injection of protective gas into plant
WO2016076756A1 (en) * 2014-11-11 2016-05-19 Открытое акционерное общество "АКМЭ - инжиниринг" Method and system for controlling the introduction of gas into a coolant, and nuclear reactor installation
RU2726146C1 (en) * 2020-01-09 2020-07-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Nuclear power plant
RU2787137C1 (en) * 2022-04-19 2022-12-29 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Steam generator of a reactor with a liquid metal coolant

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113284640B (en) * 2021-05-26 2024-09-27 中国原子能科学研究院 Floating impurity capturing device for reactor

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3157015A4 (en) * 2014-06-11 2018-01-17 Joint Stock Company "Akme-Engineering" Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant
WO2015190953A1 (en) * 2014-06-11 2015-12-17 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant
EA032886B1 (en) * 2014-06-11 2019-07-31 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant
RU2566661C1 (en) * 2014-06-11 2015-10-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear power plant and device for injection of protective gas into plant
CN106663483A (en) * 2014-06-11 2017-05-10 阿克梅工程公司 Nuclear power plant and gas protection device
JP2017521650A (en) * 2014-06-11 2017-08-03 ジョイント ストック カンパニー“アクメ−エンジニアリング” Nuclear power plant and shield gas equipment
CN106663483B (en) * 2014-06-11 2019-02-22 阿克梅工程公司 Nuclear-plant and protective gas device
RU2596162C2 (en) * 2014-11-11 2016-08-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Method and system for controlling gas inlet into coolant and nuclear reactor plant
CN107408415A (en) * 2014-11-11 2017-11-28 阿克米-工程股份公司 For the method to refrigerant injection gas and control system and nuclear reactor facility
WO2016076756A1 (en) * 2014-11-11 2016-05-19 Открытое акционерное общество "АКМЭ - инжиниринг" Method and system for controlling the introduction of gas into a coolant, and nuclear reactor installation
CN107408415B (en) * 2014-11-11 2019-09-06 阿克米-工程股份公司 For the method and control system and nuclear reactor facility to refrigerant injection gas
US10424413B2 (en) 2014-11-11 2019-09-24 Joint Stock Company “Akme-Engineering” Method and control system for gas injection into coolant and nuclear reactor plant
RU2726146C1 (en) * 2020-01-09 2020-07-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Nuclear power plant
RU2787137C1 (en) * 2022-04-19 2022-12-29 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Steam generator of a reactor with a liquid metal coolant

Also Published As

Publication number Publication date
RU2002121707A (en) 2004-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102249461B (en) Supercritical water oxidation treatment system for high-salt high-chlorine organic wastewater
CN103093842B (en) Cold trap for purifying lead and lead-base alloy
CN105271549B (en) Circulating-water in thermal power plant resource comprehensive utilization system and method
RU2226010C1 (en) Nuclear power plant
CN109650518A (en) Utilize the method for supercritical water oxidation processing organic liquid waste
CN106337136B (en) A kind of lead and lead-containing alloy in-line purification device
CN109305709B (en) Ammonia distillation reboiler for supercritical water oxidation system and processing method and using method thereof
RU120275U1 (en) NUCLEAR POWER PLANT
RU2192052C1 (en) Nuclear power plant
CN211226440U (en) Chemical dosing system for deoxidant hydrazine of two-loop system of high-temperature gas cooled reactor nuclear power plant
RU2247435C1 (en) Nuclear power plant
RU181304U1 (en) Nuclear power plant
CN106007050A (en) Circulating water source system of coke dry quenching workshop
CN112349440B (en) Liquid metal purification device and application method thereof
CN214781523U (en) Special silicon-zirconium alloy slag efficient treatment device
RU2226723C1 (en) Nuclear power plant
CN212378337U (en) Cooling circulation system of thermal forming equipment
CN208380991U (en) A kind of horizontal explosion-proof vacuum unit
KR20220056157A (en) Self-cleaning liquid cleaning system
RU4182U1 (en) ENERGY CONVERSION SYSTEM OF THERMO-NUCLEAR REACTOR TYPE TOKAMAK
RU2777381C1 (en) Nuclear power plant with a heavy liquid metal coolant with a confuser and a perforated bracket at the inlet to the main circulation pump
CN218608381U (en) Heat conduction oil on-line purification and filtration equipment
RU2230379C2 (en) Heavy liquid-metal coolant decontaminating filter
CN210631755U (en) Automatic back flush water filter of steam turbine generating set
RU105514U1 (en) NUCLEAR POWER PLANT

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20040807