RU32629U1 - Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor - Google Patents

Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor Download PDF

Info

Publication number
RU32629U1
RU32629U1 RU2003107272/20U RU2003107272U RU32629U1 RU 32629 U1 RU32629 U1 RU 32629U1 RU 2003107272/20 U RU2003107272/20 U RU 2003107272/20U RU 2003107272 U RU2003107272 U RU 2003107272U RU 32629 U1 RU32629 U1 RU 32629U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
channels
cooling circuit
protection system
control
water
Prior art date
Application number
RU2003107272/20U
Other languages
Russian (ru)
Inventor
О.Г. Черников
Л.В. Шмаков
В.М. Тишков
С.Н. Харахнин
В.И. Заика
В.Л. Бусырев
В.Н. Белоус
пков В.Ф. Т
В.Ф. Тяпков
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (Концерн "Росэнергоатом")
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (Концерн "Росэнергоатом") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (Концерн "Росэнергоатом")
Priority to RU2003107272/20U priority Critical patent/RU32629U1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU32629U1 publication Critical patent/RU32629U1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

КОНТУР ОХЛАЖДЕНИЯ КАНАЛОВCHANNEL COOLING CIRCUIT

СИСТЕМЫ УНРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГОNUCLEAR MANAGEMENT AND PROTECTION SYSTEMS

УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРАURANIUM-GRAPHITE REACTOR

Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов, и может быть иснользовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК.The proposed utility model relates to the field of nuclear energy, in particular, to cooling the channels of the active zone of nuclear uranium-graphite reactors, and can be used to increase the safety level of RBMK reactors.

Для обеспечения заданного температ)фного режима каналов системы управления и защиты (СУЗ), камер деления, датчиков контроля энерговыделения, отражателя и быстродействующей аварийной защиты (БАЗ) ядерного уран-графитового реактора предусмотрено их охлаждение водой, причем каналы БАЗ охлаждаются в пленочном режиме. Для удаления радиолитических газов (водорода, кислорода), каналы БАЗ продувают азотом. Опыт эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК показал, что продувка каналов БАЗ азотом ведет к образованию азотной, азотистой кислот и, как следствие, к превышению нормируемых значений рН охлаждающей воды и увеличению коррозии конструкционных материалов 1.To ensure a given temperature mode of the channels of the control and protection system (CPS), fission chambers, sensors for controlling energy release, a reflector and high-speed emergency protection (BAS) for a nuclear uranium-graphite reactor, they are cooled with water, and the BAZ channels are cooled in film mode. To remove radiolytic gases (hydrogen, oxygen), BAZ channels are purged with nitrogen. The operating experience of power units with RBMK NPPs showed that purging the BAZ channels with nitrogen leads to the formation of nitric and nitrous acids and, as a result, to exceed the normalized pH values of cooling water and increase the corrosion of structural materials 1.

Наиболее близким аналогом заявляемой полезной модели является контур охлаждения каналов системы управления и защиты реактора, включающий циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты 2. Контур представляет собой циркуляционнз ю систему, работающую с принудительной циркуляцией.The closest analogue of the claimed utility model is the cooling circuit of the channels of the reactor control and protection system, including circulation pumps, heat exchangers, a nitrogen supply unit to the channels of high-speed emergency protection 2. The circuit is a forced-circulation circulating system.

3 {o:f3 {o: f

- образование в каналах БАЗ значительного количества радиолитических кислот (азотной и азотистой) и, как следствие, возможность иревышения нормируемых значений рН.. Азотная и азотистая кислоты образуется за счет радиационно-химических реакций растворенного в воде каналов БАЗ азота с продуктами радиолиза воды: ОН-радикалами, перекисью водорода, кислородом (концентрация Н2О2 в контуре достигает 8 мг/л, О2-10мг/л):- the formation in the BAS channels of a significant amount of radiolytic acids (nitric and nitrous) and, as a result, the possibility of increasing the normalized pH values. Nitric and nitrous acids are formed due to radiation-chemical reactions of nitrogen dissolved in the water of BAZ channels with the products of water radiolysis: OH- radicals, hydrogen peroxide, oxygen (the concentration of H2O2 in the circuit reaches 8 mg / l, O2-10mg / l):

бон + N2 2HNO3 + 2Н2(1)bon + N2 2HNO3 + 2H2 (1)

5 Н2О2 + N2 2HNO3 + 4Н2О(2)5 Н2О2 + N2 2HNO3 + 4Н2О (2)

5O2 + 2N2 +2Н2О 4НКОз(3)5O2 + 2N2 + 2H2O 4NCO3 (3)

3O2 + 2N2 +2H2O 4HNO2(4)3O2 + 2N2 + 2H2O 4HNO2 (4)

-увеличение коррозии конструкционных материалов в результате образования радиолитических кислот;-increase in corrosion of structural materials as a result of the formation of radiolytic acids;

-необходимость снижения мощности реактора при рН ниже допустимых значений;-the need to reduce reactor power at pH below acceptable values;

-уменьшение фильтроцикла анионитового фильтра за счет сорбции нитрат и нитрит-ионов;-reduction of the filter cycle of the anion exchange filter due to sorption of nitrate and nitrite ions;

Задача, решаемая полезной моделью, заключается в снижении коррозионного воздействия продуктов радиолиза водной среды контура охлаждения системы управления и запщты на конструкционные материалы.The problem solved by the utility model is to reduce the corrosive effects of the products of the radiolysis of the aqueous medium of the cooling circuit of the control system and are protected on structural materials.

Сущность заявляемого технического решения состоит в том, что в контуре охлаждения каналов системы охлаждения и ядерного уран-графитового реактора, включающем циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, предложено, контур охлаждения снабдить узлом ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот, приThe essence of the claimed technical solution lies in the fact that in the cooling circuit of the channels of the cooling system and the nuclear uranium-graphite reactor, which includes circulation pumps, heat exchangers, a nitrogen supply unit to the high-speed emergency protection channels, it is proposed that the cooling circuit be equipped with an input unit for the inhibitor of the formation of radiolytic acids in the coolant at

чем в качестве ингибитора предложено использовать соединения азота с отрицательной степенью окисления, например, гидроксиламин или гидразин-гидрат или их смесь.than it is proposed to use nitrogen compounds with a negative oxidation state, for example, hydroxylamine or hydrazine hydrate, or a mixture thereof, as an inhibitor.

Основным существенным отличительным признаком предлагаемой полезной модели является наличие в контуре узла ввода ингибитора процесса образования радиолитических кислот. В порядке обоснования соответствия заявленного признака критериям новизна, изобретательский уровень приводим следующее: Предлагаемая полезная модель предусматривает возможность введения в теплоноситель контура ингибитора (например, гидроксиламин или гидразин-гидрат или их смесь), который уменьшает скорость образования азотной и азотистой кислот, образующихся по реакциям 1 - 4, а также нейтрализовывает HNOs, HNO2. Так, гидроксиламин (степень окисления азота: -1),являясь сильным восстановителем, взаимодействует с ОН-радикалами, перекисью водорода, кислородом по реакциям:The main essential distinguishing feature of the proposed utility model is the presence of an inhibitor of the process of formation of radiolytic acids in the input node circuit. In order to justify the conformity of the claimed feature with the criteria of novelty, the inventive step is as follows: The proposed utility model provides for the possibility of introducing an inhibitor (for example, hydroxylamine or hydrazine hydrate or a mixture thereof) into the coolant, which reduces the rate of formation of nitric and nitrous acids formed by reactions 1 - 4, and also neutralizes HNOs, HNO2. So, hydroxylamine (degree of nitrogen oxidation: -1), being a strong reducing agent, interacts with OH radicals, hydrogen peroxide, and oxygen according to the reactions:

2ОН + 2NH2 ОН N2 + 4Н2О (5)2OH + 2NH2 OH N2 + 4H2O (5)

Н2О2 + 2NH2 ОН N2 + 6Н2О (6)Н2О2 + 2NH2 ОН N2 + 6Н2О (6)

O2 + 4NH2-OH 2N2 + 3H2O (7)O2 + 4NH2-OH 2N2 + 3H2O (7)

Аналогичным образом с ОН-радикалами, перекисью водорода, кислородом взаимодействует гидразин-гидрат (степень окисления азота: -2):Similarly, with OH radicals, hydrogen peroxide, oxygen interacts with hydrazine hydrate (nitrogen oxidation state: -2):

4ОН + N2H4 Н2О N2 + 5Н2О (8) 2Н2О2 + N2H4 Н2О N2 + 5Н2О (9)4OH + N2H4 Н2О N2 + 5Н2О (8) 2Н2О2 + N2H4 Н2О N2 + 5Н2О (9)

О2 + N2H4 Н2О N2 + ЗН2О (10)О2 + N2H4 Н2О N2 + ЗН2О (10)

Так как скорость реакций (5 - 10) значительно превышает скорость реакций (1 - 4), ОН-радикалы, Н2О2, О2 расходуются, в основном, на взаимодействие с гидроксиламином или гидразин-гидратом, что позволяет избежать образования азотной и азотистой кислот и значительно снизить в воде контура стационарные концентрации перекиси водорода, кислорода. В отсутствие кислорода и перекиси водорода растворенный в воде азот реагирует с образующимся в результате радиолиза воды водородом, по реакции:Since the reaction rate (5-10) is much higher than the reaction rate (1-4), OH radicals, Н2О2, О2 are spent mainly on interaction with hydroxylamine or hydrazine hydrate, which avoids the formation of nitric and nitrous acids and significantly reduce stationary concentrations of hydrogen peroxide and oxygen in the circuit water. In the absence of oxygen and hydrogen peroxide, nitrogen dissolved in water reacts with hydrogen formed as a result of radiolysis of water by the reaction:

N2 + (11)N2 + (11)

Кроме того, гидроксиламин, гидразии-гидрат, аммиак нейтрализуют образующуюся в незначительных количествах по реакциям 1-3 азотную кислотуIn addition, hydroxylamine, hydrazium hydrate, and ammonia neutralize the nitric acid formed in small amounts by reactions of 1–3.

НКОз + N2H4 Н2О N2H5 ЫОз + Н2О (12) HNOs + NH2OH NH2- NO3+ Н2О (13) HNO3+ КЩОН NH4-NO3 +Н2О (14)NCO3 + N2H4 H2O N2H5 N3O3 + H2O (12) HNOs + NH2OH NH2- NO3 + Н2О (13) HNO3 + КЩОН NH4-NO3 + Н2О (14)

За счет гидролиза азотнокислых солей, образующихся по реакциям 1214 рН в контуре поддерживается на уровне 5-6.Due to the hydrolysis of nitric acid salts formed in reactions 1214, the pH in the loop is maintained at a level of 5-6.

Предлагаемое техническое решение проиллюстрировано графическим материалом. На фиг. 1 представлена принципиальная схема контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора, состоящая из намывных перлитных фильтров 1, катионитового фильтра 2, анионитового фильтра 3, ловушки ионитов 4, насосов 5, циркуляционного бака 6, аварийного бака 7, теплообменников 8, напорного коллектора 9, канала СУЗ 10, ловзтпки 11, емкости 12 с ингибитором, наприThe proposed technical solution is illustrated in graphic material. In FIG. 1 is a schematic diagram of the cooling circuit of the channels of the reactor control and protection system, consisting of pre-filled perlite filters 1, cation exchange filters 2, anion exchange filters 3, ion exchange traps 4, pumps 5, circulation tank 6, emergency tank 7, heat exchangers 8, pressure header 9, channel CPS 10, fishing 11, tank 12 with an inhibitor, for example

мер, гидроксиламином или гидразин-гидритом или их смесью, насоса дозатора 13, каналов БАЗ 14, узла 15 подачи азота.measures, hydroxylamine or hydrazine hydrite or a mixture thereof, metering pump 13, channels BAZ 14, node 15 supply of nitrogen.

Охлаждение каналов осуществляется следующим образом. Из циркуляционного бака 6 вода по трубопроводу подается насосами 5 к теплообменникам 8, где охлаждается водой промконтура. Из теплообменников 8 вода подается в напорный коллектор 9, откуда распределяется по каналам 10, 14 и далее поступает в циркуляционный бак 6. Для поддержания норм качества воды контура предусмотрена байпасная очистка. Забор воды на очистку осуществляется по трубопроводу, врезанному в трубопровод подачи воды от теплообменников в напорный коллектор. Вода контура последовательно поступает на намывной перлитный фильтр 1, где происходит очистка от нефтепродуктов и нерастворимых продуктов коррозии конструкционных материалов, затем на катионитовый 2, анионитовый 3 фильтры и сбрасывается в циркуляционный бак 6. Азот в каналы БАЗ поступает из узла подачи азота 15. Для подачи в каналы БАЗ, например, гидроксиламина или гидразин-гидрата или их смеси предусмотрена емкость 12, с ингибитором, дозируемым в теплоноситель контура с помощью насосов 13, Подача ингибитора проводится при рН воды 4,8 - 5,0, замер рН проводят перед намывными фильтрами 1. При рП 6 дозировку ингибитора прекращают.The cooling of the channels is as follows. From the circulation tank 6, water is piped through the pump 5 to heat exchangers 8, where the industrial circuit is cooled by water. From the heat exchangers 8, water is supplied to the pressure header 9, from where it is distributed through channels 10, 14 and then enters the circulation tank 6. Bypass cleaning is provided to maintain the water quality standards of the circuit. Water is taken for purification through a pipeline cut into the water supply pipe from heat exchangers to the pressure header. The water of the circuit sequentially enters the perlite inlet filter 1, where oil and insoluble corrosion products of structural materials are cleaned, then cation exchange filters 2, anion exchange filters 3 are discharged into the circulation tank 6. Nitrogen enters the BAZ channels from the nitrogen supply unit 15. For supply a tank 12 is provided in the BAZ channels, for example, hydroxylamine or hydrazine hydrate or a mixture thereof, with an inhibitor dosed into the coolant of the circuit using pumps 13. The inhibitor is supplied at a water pH of 4.8 - 5.0, measuring The pH is carried out before the alluvial filters 1. When RP 6, the dosage of the inhibitor is stopped.

Таким образом, использование предлагаемого технического решения позволяет существенно снизить образование радиолитических кислот в контуре охлаждения каналов СУЗ, поддерживать рН на допустимом уровне (4,5 - 6,5), повысить коррозионную стойкость конструкционных материалов контура, увеличить фильтроцикл байпасной очистки, избежать необходимости снижения мощности реактора.Thus, the use of the proposed technical solution can significantly reduce the formation of radiolytic acids in the cooling circuit of the CPS channels, maintain the pH at an acceptable level (4.5 - 6.5), increase the corrosion resistance of the structural materials of the circuit, increase the bypass filter, and avoid the need to reduce power the reactor.

Список использованной литературы:List of used literature:

1.В. В. Герасимов, А. И. Касперович, О.И. Мартынова «Водный режим атомных электростанций, Москва, Атомиздат, 1976 г.1.B. V. Gerasimov, A.I. Kasperovich, O.I. Martynova “Water regime of nuclear power plants, Moscow, Atomizdat, 1976

2.Л.А. Белянин, В.И. Лебедев, Л.В., Л.В. Шмаков, Ю.Г.Скок «Безопасность АЭС в изобретениях, Москва, Энергоатомиздат, 1998 г.2.L.A. Belyanin, V.I. Lebedev, L.V., L.V. Shmakov, Yu.G. Skok “Safety of nuclear power plants in inventions, Moscow, Energoatomizdat, 1998

Claims (3)

1. Контур охлаждения каналов системы управления и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающий циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, отличающийся тем, что контур охлаждения содержит узел ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот.1. The cooling circuit of the channels of the control and protection system of a nuclear uranium-graphite reactor, including circulation pumps, heat exchangers, a nitrogen supply unit to the high-speed emergency protection channels, characterized in that the cooling circuit contains an input unit for inhibiting the formation of radiolytic acids into the coolant. 2. Контур по п.1, отличающийся тем, что в качестве ингибитора используются соединения азота с отрицательной степенью окисления.2. The circuit according to claim 1, characterized in that nitrogen compounds with a negative oxidation state are used as an inhibitor. 3. Контур по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве соединений азота с отрицательной степенью окисления используют гироксиламин или гидразин-гидрат или их смесь.3. The circuit according to claim 1 or 2, characterized in that as the nitrogen compounds with a negative oxidation state, gyroxylamine or hydrazine hydrate or a mixture thereof is used.
Figure 00000001
Figure 00000001
RU2003107272/20U 2003-03-26 2003-03-26 Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor RU32629U1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003107272/20U RU32629U1 (en) 2003-03-26 2003-03-26 Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003107272/20U RU32629U1 (en) 2003-03-26 2003-03-26 Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU32629U1 true RU32629U1 (en) 2003-09-20

Family

ID=35561139

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003107272/20U RU32629U1 (en) 2003-03-26 2003-03-26 Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU32629U1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6752358B2 (en) Decontamination method for metal surfaces of nuclear facilities
KR102122164B1 (en) How to decontaminate the metal surface of a nuclear power plant
CA3003488C (en) Method of decontaminating metal surfaces in a heavy water cooled and moderated nuclear reactor
JP2005043051A (en) Method for mitigating stress corrosion cracking in structural material for nuclear power plant
JPS61110100A (en) Method of chemically removing contamination of nuclear reactor structural part
RU32629U1 (en) Channel cooling circuit for a control and protection system for a nuclear uranium-graphite reactor
CN101254972A (en) Water treatment method and water treatment apparatus
RU2244349C2 (en) Cooling circuit for control and protection system channels of uranium-graphite reactor
CN209922985U (en) Circulating water corrosion control system of indirect air cooling unit of thermal power factory
JP4125953B2 (en) Surface treatment agent and method for metal waste generated in a nuclear power plant and chemical grinding apparatus
JP4372418B2 (en) Method for dissolving solids formed in nuclear facilities
KR102478346B1 (en) Decontaminating method for removal of the radioactive oxide layer
JP4340574B2 (en) Reducing nitrogen compound injection operation method for nuclear power plant
US10950360B2 (en) Method for treating waste water from the decontamination of a metal surface, waste-water treatment device and use of the waste-water treatment device
JP2008070207A (en) Stress corrosion crack mitigation method of reactor structure material, and boiling water type nuclear power plant
RU2216701C1 (en) Process of steam generator washing
JP2019002825A (en) Chemical decontamination method
RU2332733C1 (en) Complex for purification of water of coolant loop of canals of reactor control and protection system
RU63589U1 (en) COMPLEX FOR PURIFICATION OF WATER COOLING COOLING CIRCUIT OF CONTROL SYSTEM AND REACTOR PROTECTION
TW201630820A (en) Method and device for treating wastewater containing ammonia nitrogen
US20240055147A1 (en) Waste liquid treatment facility
JPS61157539A (en) Decomposition treatment of ion exchange resin
JPH041599A (en) Reducing method for radioactive material of atomic energy power plant
JP2009109318A (en) Method for decreasing radiation dose in turbine system and nuclear power plant
JPH0720281A (en) Treatment method of primary coolant of pressurized-water reactor

Legal Events

Date Code Title Description
MG1K Anticipatory lapse of a utility model patent in case of granting an identical utility model

Ref document number: 2003107272/20

Country of ref document: RU

Effective date: 20050110