RU2614048C1 - Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя - Google Patents

Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя Download PDF

Info

Publication number
RU2614048C1
RU2614048C1 RU2016110062A RU2016110062A RU2614048C1 RU 2614048 C1 RU2614048 C1 RU 2614048C1 RU 2016110062 A RU2016110062 A RU 2016110062A RU 2016110062 A RU2016110062 A RU 2016110062A RU 2614048 C1 RU2614048 C1 RU 2614048C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
circuit
tritium
hydrogen
membrane
liquid metal
Prior art date
Application number
RU2016110062A
Other languages
English (en)
Inventor
Фёдор Алексеевич Козлов
Александр Павлович Сорокин
Михаил Александрович Коновалов
Валерий Николаевич Дельнов
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
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 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2016110062A priority Critical patent/RU2614048C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2614048C1 publication Critical patent/RU2614048C1/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • G21C19/31—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids for molten metals
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к атомной технике. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) содержит интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный (9) и технологический (14) теплообменник, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного и технологического теплообменников, запорную арматуру и систему очистки (11) щелочного жидкого металла (4). Система очистки теплоносителя (11) состоит из по меньшей мере одной мембраны (4) и приемника водорода и трития с возможностью вакуумирования его полости (8) и отвода из него поступивших водорода и трития. При выборе конструкции мембраны (3) учитывают, во-первых, взаимосвязь конструкционных характеристик мембраны с конструкционными характеристиками ЯЭУ, массообменными характеристиками мембраны и ЯЭУ, предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте, отводимом из третьего контура (6); во-вторых, взаимосвязи массообменных характеристик ЯЭУ и предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте, отводимом из третьего контура (6). Технический результат - обеспечение требованиям радиационной безопасности по тритию продукта, отводимого из третьего контура (6) ЯЭУ. 2 ил.

Description

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано, например, в реакторных установках с быстрым спектром нейтронов.
Известна ЯЭУ, содержащая ядерный реактор и несколько контуров циркуляции теплоносителя, в последнем из которых установлен турбогенератор, преобразующий тепловую энергию в электрическую (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М. Высшая школа, 1978, с. 21-26).
Недостаток известного технического решения состоит в том, что в ЯЭУ система очистки не предусматривает обеспечение ПДК трития в продукте, отводимом из третьего контура.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению является ядерная энергетическая установка, выполненная согласно патенту РФ на изобретение [Патент РФ на изобретение №2040051 «Ядерная энергетическая установка», опубликовано 20.07.1995].
Ядерная энергетическая установка содержит ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от теплообменника первого-второго контуров. Корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в которой выполнены, по крайней мере, два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров. Трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров сообщен с пространством под теплообменной поверхностью теплообменника второго-третьего контуров, а трубопровод отвода с пространством выше этой теплообменной поверхности.
Недостатком известного технического решения является то, что в ЯЭУ система очистки не предусматривает обеспечение ПДК трития в продукте, отводимом из третьего контура.
Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно использование ЯЭУ с системой очистки, при эксплуатации которой обеспечивается ПДК трития в продукте, отводимом из третьего контура.
Технический результат состоит в том что продукт, отводимый из третьего контура ЯЭУ, удовлетворяет требованиям норм радиационной безопасности по тритию.
Для исключения указанных недостатков в ядерной энергетической установке с системой очистки теплоносителя, содержащей ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный теплообменник, установленный между первым и вторым контурами, технологический теплообменник, установленный между вторым и третьим контурами, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного и технологического теплообменников, запорную арматуру и систему очистки щелочного жидкого металла, предлагается:
- в качестве теплоносителя использовать щелочной жидкий металл;
- систему очистки щелочного жидкого металла выполнить, из, по меньшей мере, одной мембраны, вмонтированной в стенку трубопровода второго контура, приемника водорода и трития, укрепленного на наружной поверхности трубопровода над соответствующей мембраной;
- приемник водорода и трития выполнить с возможностью вакуумирования его полости и отвода из него поступивших из соответствующего контура водорода и трития;
- конструктивные характеристики мембраны выбирать по соотношениям, учитывающим:
во-первых, взаимосвязь площади контактирующей со щелочным жидким металлом поверхности мембраны, коэффициента проницаемости материала мембраны по водороду(тритию) и ее характерной толщины между поверхностью контактирующей со щелочным жидким металлом и поверхностью контактирующей с полостью приемника, площади теплообменной поверхности технологического теплообменника со стороны второго контура, коэффициента проницаемости материала по водороду(тритию) и характерной толщины теплообменной поверхности технологического теплообменника между вторым и третьим контуром, удельного потока массы трития из реактора в щелочной жидкий металл первого контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, удельного потока массы продукта, отводимого из третьего контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, предельно допустимой массовой концентрации трития в готовом продукте и количества мембран,
во-вторых, взаимосвязи удельного потока массы трития из реактора в щелочной жидкий металл первого контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, массовой концентрации водорода в щелочном жидком металле второго контура, удельного потока массы продукта, отводимого из третьего контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, предельно допустимой массовой концентрации трития в готовом продукте, коэффициента Сивертса и абсолютного давления водорода в третьем контуре.
На фиг. 1 представлена схема массопереноса водорода и трития в ЯЭУ, а на фиг. 2 - один из вариантов исполнения системы очистки щелочного жидкого металла от водорода и трития, вмонтированной в трубопровод соответствующего контура.
На указанных фигурах приняты следующие позиционные обозначения: 1 - второй контур (теплоноситель - щелочной жидкий металл); 2 - вентиль; 3 - мембрана из высокопроницаемого материала по водороду и тритию; 4 - щелочной жидкий металл; 5 - окружающая среда; 6 - отвод продукта из третьего контура; 7 - первый контур (теплоноситель - щелочной жидкий металл); 8 - полость приемника водорода и трития; 9 - промежуточный теплообменник (ПТО); 10 - реактор; 11 - система очистки теплоносителя (мембрана и полость); 12 - стенка корпуса приемника водорода и трития; 13 - стенка трубопровода второго контура; 14 - технологический теплообменник (ТТО); 15 - третий контур (технологический контур); 16 - трубопроводы второго контура; 17 - трубопроводы первого контура; 18 - трубопроводы третьего контура.
Сущность изобретения состоит в следующем.
Ядерная энергетическая установка содержит ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный 9 и технологический теплообменник 14, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного 9 и технологического 14 теплообменников, запорную арматуру и систему очистки теплоносителя 11, приемник водорода и трития.
Промежуточный теплообменник 9 установлен между первым 7 и вторым 1 контурами. Технологический теплообменник 14 установлен между вторым 1 и третьим 15 контурами.
В качестве теплоносителя используют щелочной жидкий металл.
Система очистки теплоносителя 11 состоит из, по меньшей мере, одной мембраны 3.
Мембраны 3 вмонтированы в стенки трубопровода второго контура 13.
Приемник водорода и трития укреплен на наружной поверхности трубопровода над соответствующей мембраной 3.
Приемник водорода и трития выполнен с возможностью вакуумирования его полости 8 и отвода из него поступивших из соответствующего контура водорода и трития.
Конструктивные характеристики мембраны 3 выбирают по соотношению
Figure 00000001
где Si - площадь контактирующей со щелочным жидким металлом 4 поверхности мембраны 3, м2; Ki - коэффициент проницаемости материала мембраны 3 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5; δi - характерная толщина мембраны 3 между поверхностью контактирующей со щелочным жидким металлом 4 и поверхностью контактирующей с полостью приемника 8, м; STTO - площадь теплообменной поверхности технологического теплообменникам со стороны второго контура 1, м2; KTTO - коэффициент проницаемости материала теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5; δTTO - характерная толщина теплообменной поверхности технологического теплообменникам между вторым 1 и третьим 15 контуром, м; qT - удельный поток массы трития из реактора 10 в щелочной жидкий металл 4 первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); СПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте отводимом из третьего контура 6, кг/кг; n - количество мембран; i - индекс суммирования.
При этом массовая концентрация водорода в щелочном жидком металле 4 удовлетворяет соотношению:
Figure 00000002
где qT - удельный поток массы трития из реактора 10 в щелочной жидкий металл 4 первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); С2 - массовая концентрация водорода в щелочном жидком металле 4 второго контура 1, кг/кг; qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); СПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте отводимом из третьего контура 6, кг/кг; KC - коэффициент Сивертса, Па-0,5; P3 - абсолютное давление водорода в третьем контуре 15, Па.
Продукт - потери из третьего контура теплоносителя (газа, воды) или отводимый из третьего контура 6 водород.
ЯЭУ работает следующим образом.
В процессе эксплуатации ЯЭУ происходит деление топлива, результатом которого является генерация тепловой энергии, образование продуктов деления, активация теплоносителя и конструкционных материалов. Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель первого контура 7 циркулирует через реактор 10 и промежуточный теплообменник 9, в котором отдает тепло нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через технологическое оборудование (технологический теплообменник 14 или парогенератор) по системе, образующей второй контур 1.
Тритий образуется в результате ядерных реакций на топливе конструкционных и других материалах, находящихся в реакторе 10, поступает в теплоноситель первого контура 7, далее через промежуточный теплообменник 9 мигрирует во второй контур 1. Из второго контура 1 мигрирует в окружающую среду 5 систему очистки 11 и третий контур 15 ЯЭУ. Из третьего контура 15 тритий мигрирует в окружающую среду 5 и отводится из третьего контура вместе с отводимым продуктом 6. Таким образом оказывается воздействие на экологическую обстановку вокруг АЭС и величину активности продукта отводимого из третьего контура 6.
Водород присутствует в рабочем теле третьего контура 15, и его миграция через технологический теплообменник 14 является основным источником водорода в щелочном металле второго контура 1. Из второго контура 1 водород мигрирует в систему очистки 11 и через поверхность трубопроводов в окружающую среду 5, в первый контур 7. Из первого контура 7 мигрирует в окружающую среду 5. Так же водород образуется в результате ядерных реакций на топливе конструкционных и других материалах, находящихся в реакторе 10, но этот источник не оказывает влияния на массоперенос водорода.
Фиг. 1 - процесс переноса водорода и трития. Представленные на фиг. 1 обозначения имеют следующий физический смысл: JT P и JH P - интенсивность поступления трития и водорода, нарабатываемого в реакторе 10 ЯЭУ, в теплоноситель первого контура 7 ЯЭУ, кг/с; JT 1/P и JT 2/P JT 3/P - интенсивность распада трития в первом 7, втором 1 и третьем контурах 15 ЯЭУ, кг/с; JT 1/OC, JT 2/OC, JT 3/OC - интенсивность поступления трития из первого 7, второго 1, третьего 15 контуров ЯЭУ в окружающую среду 5, кг/с; JT 1/2 - интенсивность поступления трития из первого контура 7 ЯЭУ во второй контур 1 ЯЭУ, кг/с; JT 2/3 - интенсивность поступления трития из второго контура 1 ЯЭУ в третий контур 15 ЯЭУ, кг/с; JH 1/OC и JH 2/OC, JH 3/OC - интенсивность поступления водорода из первого 7, второго 1 третьего 15 контура ЯЭУ в окружающую среду 5, кг/с; JH 2/1 - интенсивность поступления водорода из второго контура 1 ЯЭУ в первый контур 7 ЯЭУ, кг/с; JH 3/2 - интенсивность поступления водорода из третьего контура 15 ЯЭУ во второй контур 1 ЯЭУ, кг/с; JT 2 и JH 2 - интенсивность поступления трития и водорода из второго контура 1 ЯЭУ в систему очистки 11 второго контура 1 ЯЭУ, кг/с.
Пример конкретного исполнения устройства.
Например при размещении системы очистки 11 с мембраной 3 на горячем участке второго контура 1 реакторной установки с параметрами БН-600 и натрием в качестве теплоносителя, эксплуатирующейся с тремя петлями второго контура 1, температура теплоносителя в которых на горячем участке 783 К, на холодной участке 588 К, ТТО 14, расположенном в каждой петле, выполненным из стали (2.25Cr1Mo - испаритель, Cr18Ni9 - пароперегреватель) [1], коэффициент проницаемости материалов по водороду (KTTO, моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5), определялся по следующему соотношению справедливому в области температур 350-1050 К (использовано соотношение для стали марки SS316) [2]:
Figure 00000003
где TTTO - значение температуры, при котором KTTO является усредненной величиной по поверхности ТТО 14 с учетом распределения температуры вдоль поверхности при номинальном режиме эксплуатации, К, нами принята равной 763 К, площадь поверхности (STTO) которого со стороны натрия второго контура 1 равной 14904 м2 на три петли и характерная толщина между вторым 1 контуром и третьим 15 контуром (δTTO) - 0,0025 м. Система очистки 11 реакторной установки выполнена из никеля характерной толщины (δi) - 0,00025 м, коэффициент проницаемости никеля по водороду (Ki, моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5) определяется по следующему соотношению, справедливому в области температур 675-1125 К [2]:
Figure 00000004
где Ti - значение температуры, при котором Ki является усредненной величиной по поверхности мембраны 3 с учетом распределения температуры вдоль поверхности при номинальном режиме эксплуатации, К, нами принята равной 783 К. Оцененный удельный поток массы трития из реактора в натрий первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки (qT), для этой реакторной установки, составляет 3,34⋅10-14 кг/(с.МВт) [3]. Удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки (qпр) составляет 0,0095 кг/(с⋅МВт) [3]. В случае предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте отводимом их третьего контура 6 (СПДК) составляет величину 0,95⋅10-12 кг/кг (для выбросов воздуха) [4]. Абсолютное давление водорода в третьем контуре 15 ЯЭУ по нашим оценкам (Р3) составляет 720 Па.
KC - коэффициент Сивертса, Па-0,5, определяется из следующего соотношения [5]:
KC=100,86-122/T-7.062
где Τ - значение температуры, при котором KC является усредненной величиной по поверхности ТТО 14 с учетом распределения температуры вдоль поверхности при номинальном режиме эксплуатации, К, нами принята равной 690 К.
Для обеспечения ПДК трития в продукте отводимом из третьего контура 15 необходимо что бы система очистки 11 имела суммарную поверхность мембран 3 не менее 436 м2. При этом концентрация водорода в натрии второго контура 1 будет составлять величину не более 3⋅10-6 кг/кг.
Таким образом будет обеспечено ПДК трития в продукте отводимом из третьего контура 6, а следовательно и нормы безопасности предъявляемые к радиоактивным веществам.
Список литературы
1. IAEA-TECDOC-1531 Fast Reactor Database 2006 - 237р.
2. Steward SA (1983) Review of hydrogen isotope permeability through materials. Livermore, CA: Lawrence Livermore National Laboratory Report UCRL-53441.
3. Алексеев В.В. Массоперенос трития и продуктов коррозии конструкционных материалов в контурах с натриевым теплоносителем: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. - ГНЦ-РФ ФЭИ, Обнинск, 2002.
4. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность // Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) // СП 2.6.1.758-99 // МИНЗДРАВ РОССИИ 1999
5. Vissers D.R., Holmes J.T., Bartholme L.G., Nelson P.A. A Hydrogen-Activity Meter for Liquid Sodium and its Application to Hydrogen Solubility Measurements // Nuclear Technology - 1974. - V. 21 - №3 - P. 235-244.

Claims (23)

  1. Ядерная энергетическая установка с системой очистки 11 теплоносителя, содержащая ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный теплообменник 9, установленный между первым и вторым контурами, технологический теплообменник 14, установленный между вторым 1 и третьим 15 контурами, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного 9 и технологического 14 теплообменников, запорную арматуру и систему очистки 11 щелочного жидкого металла 4, отличающаяся тем, что в качестве теплоносителя используют щелочной жидкий металл 4, система очистки 11 щелочного жидкого металла 4 состоит из по меньшей мере одной мембраны 3, вмонтированной в стенку трубопровода второго контура 1, приемника водорода и трития, укрепленного на наружной поверхности трубопровода над соответствующей мембраной 3, причем приемник водорода и трития выполнен с возможностью вакуумирования его полости 8 и отвода из него поступивших из соответствующего контура водорода и трития, конструктивные характеристики мембраны 3 выбирают по соотношению
  2. Figure 00000005
  3. где
  4. Si - площадь контактирующей со щелочным жидким металлом 4 поверхности мембраны 3, м2;
  5. Ki - коэффициент проницаемости материала мембраны 3 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5;
  6. δi - характерная толщина мембраны 3 между поверхностью, контактирующей со щелочным жидким металлом 4, и поверхностью, контактирующей с полостью приемника 8, м;
  7. STTO - площадь теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 со стороны второго контура 1, м2;
  8. КТТО - коэффициент проницаемости материала теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5;
  9. δTTO - характерная толщина теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 между вторым 1 и третьим контуром 15, м;
  10. qT - удельный поток массы трития из реактора 10 в щелочной жидкий металл 4 первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт);
  11. qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт);
  12. СПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте, отводимом из третьего контура 6, кг/кг;
  13. n - количество мембран;
  14. i - индекс суммирования,
  15. при этом массовая концентрация водорода в щелочном жидком металле 4 удовлетворяет соотношению
  16. Figure 00000006
  17. где
  18. qT - удельный поток массы трития из реактора 10 в щелочной жидкий металл 4 первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт);
  19. С2 - массовая концентрация водорода в щелочном жидком металле 4 второго контура 1, кг/кг;
  20. qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт);
  21. СПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте, отводимом из третьего контура 6, кг/кг;
  22. КС - коэффициент Сивертса, Па-0,5;
  23. Р3 - абсолютное давление водорода в третьем контуре, Па.
RU2016110062A 2016-03-18 2016-03-18 Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя RU2614048C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016110062A RU2614048C1 (ru) 2016-03-18 2016-03-18 Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016110062A RU2614048C1 (ru) 2016-03-18 2016-03-18 Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2614048C1 true RU2614048C1 (ru) 2017-03-22

Family

ID=58453287

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016110062A RU2614048C1 (ru) 2016-03-18 2016-03-18 Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2614048C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU181860U1 (ru) * 2018-03-05 2018-07-26 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство для очистки поверхности жидкометаллического теплоносителя быстрого ядерного реактора от механических примесей

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4075060A (en) * 1972-06-09 1978-02-21 Westinghouse Electric Corporation Method for removing fission products from a nuclear reactor coolant
JPS5964725A (ja) * 1982-09-30 1984-04-12 Toshiba Corp 液体金属の精製装置
US5149493A (en) * 1989-04-20 1992-09-22 Commissariat A L'energie Atomique Installation to regenerate cold traps loaded with the hydride and oxide of a liquid metal
RU2040051C1 (ru) * 1992-07-20 1995-07-20 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Ядерная энергетическая установка

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4075060A (en) * 1972-06-09 1978-02-21 Westinghouse Electric Corporation Method for removing fission products from a nuclear reactor coolant
JPS5964725A (ja) * 1982-09-30 1984-04-12 Toshiba Corp 液体金属の精製装置
US5149493A (en) * 1989-04-20 1992-09-22 Commissariat A L'energie Atomique Installation to regenerate cold traps loaded with the hydride and oxide of a liquid metal
RU2040051C1 (ru) * 1992-07-20 1995-07-20 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Ядерная энергетическая установка

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU181860U1 (ru) * 2018-03-05 2018-07-26 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство для очистки поверхности жидкометаллического теплоносителя быстрого ядерного реактора от механических примесей

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Fan et al. Development of a new empirical correlation for steam condensation rates in the presence of air outside vertical smooth tube
RU2424587C1 (ru) Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
JP2016505158A (ja) 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法
Jeon et al. Conceptual design of passive containment cooling system with air holdup tanks in the concrete containment of improved APR+
RU2614048C1 (ru) Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя
Khamis et al. Nuclear desalination: Practical measures to prevent pathways of contamination
Yang et al. Experimental validation of the helical steam generator model in the TASS/SMR code
KR102004396B1 (ko) 계통 제염 설비
Jang et al. Experimental study of condensation heat transfer in the presence of noncondensable gas on the vertical tube
Yurmanov et al. Chemistry and corrosion issues in supercritical water reactors
SA120420218B1 (ar) نظام تبريد طويل الأمد في محطة نووية وطريقة استخدامه
CN104951648A (zh) 用于估算核电站严重事故后氧气浓度的方法
Larin Water-chemistry and its utility systems in CCP power units
Kozlov et al. The high-temperature sodium coolant technology in nuclear power installations for hydrogen power engineering
CN117252045B (zh) 反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统
Hana et al. Design and Manufacture of Fouling Simulation Test Apparatus for a Printed Circuit Steam Generator
CN212269523U (zh) 带卧式除氧头的间壁式除氧装置
CN212450727U (zh) 带立式除氧头的间壁式除氧装置
Montshiwagae Evaluation of corrosion product transport in the secondary plant of a pressurised water reactor
JP2015194416A (ja) 原子力発電プラント
Doi et al. Evaluation of Hydrogen Transport Behavior in the Power Rising Test of Japanese Prototype Fast Breeder Reactor Monju
Liu et al. Research On Waste Heat Recovery Of Low Temperature Flue Gas In Cement Plant And New Type Heat Exchange
JPS5657931A (en) Leak detector of fluid
Giarno et al. The rate of internal energy changes on u-shape heat exchanger inside water cooling tank of FASSIP-02 test loop base on variation temperature in heating area
Kim et al. An Experimental Investigation of the Curvature Effect on Condensation Heat Transfer of the Air-steam Mixture on a Vertical Cylinder