RU78002U1 - NUCLEAR POWER PLANT - Google Patents
NUCLEAR POWER PLANT Download PDFInfo
- Publication number
- RU78002U1 RU78002U1 RU2008127822/22U RU2008127822U RU78002U1 RU 78002 U1 RU78002 U1 RU 78002U1 RU 2008127822/22 U RU2008127822/22 U RU 2008127822/22U RU 2008127822 U RU2008127822 U RU 2008127822U RU 78002 U1 RU78002 U1 RU 78002U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- gas
- gas mixture
- reactor
- pressure chamber
- Prior art date
Links
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)
Abstract
Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Предложено в устройстве ввода газовой смеси выполнить напорную камеру, в стенке которой выполнены отверстия, соединяющие ее с со сливной камерой, сообщенной с линией подвода газовой смеси и с объемом газовой системы над свободным уровнем теплоносителя. Повышается эффективность очистки от отложений примесей-оксидов теплоносителя поверхностей реакторного блока, теплопередающих поверхностей активной зоны и парогенераторов. 1 с.п. ф-лы, 2 илл.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with heavy liquid metal coolants. It is proposed in the input device of the gas mixture to create a pressure chamber, in the wall of which holes are made connecting it with a drain chamber in communication with the supply line of the gas mixture and with the volume of the gas system above the free level of the coolant. Increases the efficiency of cleaning from deposits of impurities, oxides of the coolant of the surfaces of the reactor block, heat transfer surfaces of the active zone and steam generators. 1 s.p. f-ly, 2 ill.
Description
Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with heavy liquid metal coolants.
Известна 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, снабженная устройством ввода газовой смеси в тракте теплоносителя, на выходе устройства установлена одна или несколько труб с сопловыми насадками, подключенных к линии напора газового компрессора, линия всаса которого соединена с газовой полостью реактора и с газовыми баллонами с восстановительной смесью (патент на изобретение РФ №2192052 G21С 9/016, 19/31 от 27.10.2002).Known nuclear power plant containing a reactor with liquid metal lead coolant or its alloys, placed below the free level of the active zone, steam generators, circulation means and a protective gas system including a gas purification filter, a gas compressor equipped with a gas mixture input device in the coolant path, one or more pipes with nozzle nozzles connected to the pressure line of the gas compressor, the suction line of which is connected to the gas reactor cavity and with gas cylinders with a reducing mixture (patent for the invention of the Russian Federation No. 2192052 G21C 9/016, 19/31 from 10.27.2002).
Недостатком данного технического решения является то, что при истечении из сопловых насадок пузыри газовой фазы имеют размер, равный или больший размера отверстия истечения в сопловых насадках. Отверстия истечения в сопловых насадках выполнять размерами менее 1.0-3.0 мм допустимо, вследствие их возможного забивания примесями, содержащимися в теплоносителе и технически сложно. Скорость витания пузырей указанных размеров превышает 0.5 м/с. Доставка пузырей восстановительной газовой фазы ко всем поверхностям на опускных участках разветвленного реакторного контура со скоростями теплоносителя 0.5 м/с и менее не обеспечивается. Для таких участков контура очистка известным решением не эффективна.The disadvantage of this technical solution is that upon expiration from the nozzle nozzles, the gas phase bubbles have a size equal to or larger than the size of the outlet holes in the nozzle nozzles. Flow holes in nozzle nozzles with dimensions less than 1.0-3.0 mm are permissible, due to their possible clogging with impurities contained in the coolant and is technically difficult. The speed of bubble movement of the indicated sizes exceeds 0.5 m / s. The delivery of bubbles of the reducing gas phase to all surfaces at the lower sections of the branched reactor loop with coolant velocities of 0.5 m / s or less is not provided. For such sections of the circuit, cleaning with a known solution is not effective.
Задачи, решаемые изобретением - совершенствование конструкции ядерной энергетической установки, увеличение ресурса и повышение ее безопасности.The problems solved by the invention are improving the design of a nuclear power plant, increasing the resource and increasing its safety.
Технический результат - повышение эффективности очистки от отложений примесей - оксидов теплоносителя поверхностей реакторного блока, теплопередающих поверхностей активной зоны, теплопередающих поверхностей парогенераторов.The technical result is an increase in the efficiency of purification from deposits of impurities - oxides of the coolant surfaces of the reactor block, heat transfer surfaces of the active zone, heat transfer surfaces of the steam generators.
Технический результат достигается тем, что ядерная установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции (насосами), систему защитного газа, устройство ввода газовой смести в тракт теплоносителя в районе входа в активную зону и в парогенераторы, снабжена напорной камерой, подсоединенной к напорной линии насосов, в одной из ее стенок выполнены The technical result is achieved by the fact that a nuclear installation containing a reactor with liquid metal lead coolant or its alloys, with an active zone, steam generators, circulating means (pumps) placed under a free level, a protective gas system, a device for introducing gas sweep into the coolant path at the entrance to the core and steam generators, equipped with a pressure chamber connected to the pressure line of the pumps, in one of its walls are made
отверстия, соединяющие полость напорной камеры со сливной камерой, сообщенной с линией подвода газовой смеси и имеющей свободный уровень теплоносителя. Полость сливной камеры сообщена с объемом газовой системы над свободным уровнем теплоносителя.openings connecting the cavity of the pressure chamber with a drain chamber in communication with the gas mixture supply line and having a free coolant level. The cavity of the drain chamber is in communication with the volume of the gas system above the free level of the coolant.
На фиг.1 представлена схема ядерной энергетической установки, реализующей предлагаемое техническое решение, на фиг.2 - конструктивная схема узла устройства ввода газовых смесей в участки контура.Figure 1 presents a diagram of a nuclear power plant that implements the proposed technical solution, figure 2 is a structural diagram of a node of a device for introducing gas mixtures into sections of the circuit.
В ядерном реакторе со свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем 1, с размещенными под свободным уровнем 2 теплоносителя активной зоной 3, парогенератором 4, средствами циркуляции, например, насосами 5, системой защитного газа, включающей фильтры 6 очистки газа, охладителя конденсатора 7 с линией отвода конденсата 8. В газовом объеме реактора размещены конденсаторы 9 водяного пара, соединенные линией 10 отвода конденсата с цистерной «грязных вод». Ядерная энергетическая установка снабжена устройством 11 ввода газовой смеси в районе парогенератора 4. Устройство 11 ввода газовой смеси снабжено напорной камерой 12, подведенной к напорной линии 13 насосов. В одной из стенок 14 напорной камеры 12 выполнены отверстия 15, соединяющие полость напорной камеры 12 со сливной камерой 16. Последняя сообщена с линией подвода 17 газовой смеси и имеет свой свободный уровень теплоносителя 18, на который изливаются струи 19 теплоносителя из напорной камеры 12. Полость сливной камеры 16 сообщена с полостью 20 газовой системы над свободным уровнем 2 теплоносителя, линией с управляемой арматурой 21. Линия 17 соединена с газовым баллоном 22 с восстановительной смесью, с баллоном 23 с водородом и баллоном 24 с аргоном.In a nuclear reactor with a lead or lead-bismuth coolant 1, with an active zone 3 located under the free level 2 of the coolant, a steam generator 4, circulation means, for example, pumps 5, a protective gas system including gas purification filters 6, a condenser cooler 7 with an exhaust line condensate 8. Water vapor condensers 9 are placed in the gas volume of the reactor, connected by a condensate drain line 10 to the “dirty water” tank. The nuclear power plant is equipped with a gas mixture input device 11 in the vicinity of the steam generator 4. The gas mixture input device 11 is equipped with a pressure chamber 12 connected to the pressure line 13 of the pumps. Openings 15 are made in one of the walls 14 of the pressure chamber 12, connecting the cavity of the pressure chamber 12 with the drain chamber 16. The latter is connected to the supply line 17 of the gas mixture and has its free level of coolant 18, onto which the coolant jets 19 flow from the pressure chamber 12. the drain chamber 16 is in communication with the cavity of the gas system 20 above the free level 2 of the coolant, a line with controlled valves 21. Line 17 is connected to a gas cylinder 22 with a reducing mixture, with a cylinder 23 with hydrogen and a cylinder 24 with argon.
Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме очистки от оксидов теплоносителей и поверхностей реакторного контура осуществляется следующим образом.The operation of a nuclear power plant in the technological mode of purification from coolant oxides and surfaces of the reactor loop is carried out as follows.
Основанием для проведения очистки является либо недопустимое содержание контролируемой примеси кислорода в теплоносителе и в контуре, либо регламентная очистка (по установленным срокам очистки), либо очистка после разуплотнения контура вследствие аварии или на период ремонта.The basis for the cleaning is either an unacceptable content of controlled oxygen impurities in the coolant and in the circuit, or routine cleaning (according to the established cleaning periods), or cleaning after decompression of the circuit due to an accident or during the repair period.
В баллоне 22 приготавливается восстановительная газовая смесь подачей газа из баллонов 23 и 24. При необходимости производится замена защитного газа в газовой полости 20 реактора 1 на восстановительную аргоно-водородную смесь. Вводятся в работу насосы, обеспечивающие подачу жидкометаллического теплоносителя в напорную камеру 12 устройства 11. Производится подача восстановительной газовой смеси по In the cylinder 22, a reducing gas mixture is prepared by supplying gas from the cylinders 23 and 24. If necessary, the protective gas in the gas cavity 20 of the reactor 1 is replaced with a reducing argon-hydrogen mixture. Pumps are introduced to ensure the supply of a liquid metal coolant to the pressure chamber 12 of device 11. A reducing gas mixture is supplied through
линии 17 в сливную камеру 16 устройства 11. Теплоноситель из напорной камеры 12 через отверстия 15 в ее стенке в виде падающих струй поступает в сливную камеру 16. Поверхность струй жидкого металла, падая на свободный уровень теплоносителя 18 в устройстве 11, захватывают и диспергируют восстановительную газовую фазу, мелкие пузыри которой транспортируются потоком жидкометаллического теплоносителя к поверхности парогенератора и других участков контура, очищая их от отложений оксидов теплоносителя. Очистка производится путем восстановления оксидов с образованием чистого теплоносителя и водяного пара. Пузыри последнего агломерируют, всплывают и сепарируются на свободной поверхности 2 теплоносителя в реакторном контуре. Пар за счет процессов диффузии конвективных токов в объеме газовой полости 20 поступает в холодильники-конденсаторы 9 и по линии 10 поступает в цистерну «грязных вод». Возможен режим очистки, при котором восстановительная газовая смесь через линию с управляемой арматурой 21 поступает из объема газовой полости 20 в сливную камеру 16 устройства 11 за счет эжекции струй жидкого металла, истекающих на свободный уровень теплоносителя 18 в устройстве 11. 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% объемных. 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 жидкометаллическом теплоносителе прекращается подача восстановительной газовой смеси в объем газовой полости 20.line 17 into the drain chamber 16 of the device 11. The coolant from the pressure chamber 12 through the holes 15 in its wall in the form of falling jets enters the drain chamber 16. The surface of the jets of liquid metal falling onto the free level of the coolant 18 in the device 11 capture and disperse the reducing gas phase, small bubbles of which are transported by the liquid metal coolant flow to the surface of the steam generator and other parts of the circuit, cleaning them from deposits of coolant oxides. Purification is carried out by reducing oxides to form a clean coolant and water vapor. The bubbles of the latter agglomerate, float and separate on the free surface 2 of the coolant in the reactor circuit. Steam due to the diffusion of convective currents in the volume of the gas cavity 20 enters the refrigerator-condensers 9 and through line 10 enters the tank of "dirty water". A cleaning mode is possible in which the reducing gas mixture through a line with controlled valves 21 enters from the volume of the gas cavity 20 into the drain chamber 16 of the device 11 due to ejection of jets of liquid metal flowing to a free level of the coolant 18 in the device 11. As the content decreases (" triggering ”) of hydrogen in the composition of the circulating reducing gas mixture, it is supplied to the gas system, maintaining the concentration of hydrogen in the mixture at about 30% by volume. 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 condensers 9, and according to the readings of the oxygen content sensors in the liquid metal coolant, the supply of the reducing gas mixture to the volume of the gas cavity 20 is stopped.
Таким образом, очистка теплоносителя от примеси кислорода осуществляется за счет контакта падающих струй с развитой поверхностью с восстановительной газовой смесью, а очистка поверхностей, как парогенераторы и др., производится за счет доставки к ним потоком теплоносителя мелких пузырьков газовой смеси.Thus, the coolant is cleaned of oxygen impurities due to the contact of the falling jets with the developed surface with the reducing gas mixture, and the surfaces, like steam generators and others, are cleaned by delivering small bubbles of the gas mixture to the coolant stream to them.
Применение предполагаемого технического решения позволит:Application of the proposed technical solution will allow:
- повысить эффективность очистки теплообменных (парогенератора, активной зоны) и изотермических поверхностей реакторного контура со свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем от отложений примесей - оксидов теплоносителя; исключить образование отложений значительной толщины, «срывы» отложений и забивание ими каналов активной зоны,- increase the efficiency of cleaning heat exchange (steam generator, core) and isothermal surfaces of the reactor circuit with lead or lead-bismuth coolant from deposits of impurities - coolant oxides; to exclude the formation of deposits of significant thickness, "breakdowns" of deposits and clogging of the channels of the core,
- повысить эффективность регулируемого содержания примеси кислорода в теплоносителе реакторного контура при необходимости деформирования защитных - to increase the efficiency of the controlled content of oxygen impurities in the coolant of the reactor loop, if necessary, the deformation of protective
оксидных покрытий на внутренних поверхностях контура путем ввода в объем сливной камеры устройства окислительных газовых смесей;oxide coatings on the inner surfaces of the circuit by introducing oxidizing gas mixtures into the volume of the drain chamber;
- ускорить проведение режима очистки теплоносителя и контура от оксидов теплоносителя;- accelerate the regime of cleaning the coolant and the circuit from the oxides of the coolant;
- исключить возможность отказа устройств очистки с сопловыми насадками вследствие забивания отверстий истечения газа в насадках примесями, содержащимися в теплоносителе.- eliminate the possibility of failure of the cleaning devices with nozzle nozzles due to clogging of the gas outlets in the nozzles with impurities contained in the coolant.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2008127822/22U RU78002U1 (en) | 2008-07-08 | 2008-07-08 | NUCLEAR POWER PLANT |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2008127822/22U RU78002U1 (en) | 2008-07-08 | 2008-07-08 | NUCLEAR POWER PLANT |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU78002U1 true RU78002U1 (en) | 2008-11-10 |
Family
ID=46274118
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2008127822/22U RU78002U1 (en) | 2008-07-08 | 2008-07-08 | NUCLEAR POWER PLANT |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU78002U1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2016072883A1 (en) * | 2014-11-07 | 2016-05-12 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and system for regulating the concentration of oxygen and hydrogen in a reactor facility, and nuclear reactor facility |
-
2008
- 2008-07-08 RU RU2008127822/22U patent/RU78002U1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2016072883A1 (en) * | 2014-11-07 | 2016-05-12 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and system for regulating the concentration of oxygen and hydrogen in a reactor facility, and nuclear reactor facility |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN105271549B (en) | Circulating-water in thermal power plant resource comprehensive utilization system and method | |
CN102995040A (en) | Method for heating acid washing solution | |
RU78002U1 (en) | NUCLEAR POWER PLANT | |
RU120275U1 (en) | NUCLEAR POWER PLANT | |
RU181304U1 (en) | Nuclear power plant | |
CN204880075U (en) | High -efficient cleaning system of boiler and water supply system passive film | |
CN102425778A (en) | Process of carrying out low-temperature chemical cleaning passivation on thermal power plant boiler by utilizing EDTA (Ethylene Diamine Tetraacetic Acid) | |
CN218972636U (en) | Water supply system with automatic water supplementing and water level adjusting functions | |
CN104860403B (en) | Liquid medicine for online cleaning of air separation workshop appliances and application method thereof | |
RU2192052C1 (en) | Nuclear power plant | |
CN111072204A (en) | Submerged combustion type evaporative crystallization system applied to high-salt and high-COD wastewater | |
CN106007050A (en) | Circulating water source system of coke dry quenching workshop | |
RU105514U1 (en) | NUCLEAR POWER PLANT | |
CN205398543U (en) | A boiler row sewage treatment plant for coke dry quenching system | |
CN209524493U (en) | A kind of power plant boiler water oxygen-eliminating device heat reclaim unit | |
CN211925731U (en) | Novel rotating film deoxidizing device | |
CN105485658A (en) | Deaerator for horizontal type constant-speed spring spray nozzle and bubbling tube steam inlet device and deaeration method | |
CN210831910U (en) | Special steam generator for bluing furnace box of heat treatment tunnel furnace | |
RU2226010C1 (en) | Nuclear power plant | |
CN112226779A (en) | Chemical cleaning system and method for two loops of high-temperature gas cooled reactor nuclear power unit | |
CN213538110U (en) | Chemical cleaning system for two loops of high-temperature gas cooled reactor nuclear power unit | |
RU24748U1 (en) | NUCLEAR POWER PLANT | |
CN211060100U (en) | Boiler feed water deoxidization system | |
RU2226723C1 (en) | Nuclear power plant | |
CN216755930U (en) | Hydrochloric acid tank field tail gas absorption processing system |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20090709 |